《В интересах настоящею и будущего поколений в СССР принимаются необходимые меры для охраны и научно обоснованного, рационального использования земли и ее недр, водных ресурсов, растительного и животного мира, для сохранения в чистоте воздуха и воды, обеспечения воспроизводства природных богатств и улучшения окружающей человека среды».

Конституция СССР, Статья 18.

ЯДЕРНАЯЭНЕРГЕТИКА,

Под редакциейакадемика А. П. Александрова

Н .С. Бабаев, В.Ф.Демин, Л.А.Ильин, В.А.Книжников, И.И.Кузьмин, В. А. Легасов, Ю.В.Сивинцев

ЧЕЛОВЕК И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

Издание второе, переработанное и дополненное

МОСКВА-ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ-1984

УДК 621.039.58

Ядерная энергетика, человек и окружающая среда Н. С. Бабаев, В. Ф. Демин, Л. А. Ильин и др.; Под ред. акад А, П. Александрова. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Энерго- атомнздат, 1984. 312 с.

Кинга, 1-е издание которой вышло в 1981 г, знакомит читателей с достижениями и проблемами в области защиты окружающей среды и здоровья человека от возможного воздействия предприятий ядерной энергетики. Проведено сравнение ядерпого II yi олыюго топливных циклов по степени воздействия па окружающую среду и здоровье человека, изложены современные ирсдсганлення о действии ма；1ых доз ионизирующих излучеппп. По сравнению с 1-м изданием уточнены it дополнены факт пчсскнс данные.

Дл»т научных и ипжеперпо техннческих работников, врачей, сисциалнчирующихси в области радиационной безопасности и гигиены, защиты окружающей среды, радиоэкологии^ безопасности ядерной энергетики.

Библногр. 363, Табл, 75. Ил. 65.

2304000000-523051(01)-842304000000-523051(01)-84214-84214-84© Энергонздат, 1981.

2304000000-523

051(01)-84

2304000000-523

051(01)-84

214-84

214-84

© Энергоатомнздат, 】984, с изменениями.

Посвящается 30-летию пуска Первой АЭС

Предисловие ко второму изданию

Второе издание этой книги выходит в год 30-летия со дня пуска в СССР Первой ЛЭС, открывшей широкую дорогу использованию ядериой энергии в мирных целях. В Энергетической программе СССР на длительную перспективу — государственном документе, определяющем стратегию развития энергетики СССР ——предусмотрено ускоренное строительство АЭС в европейских районах страны, на Урале, на Кавказе, а также в районах Крайнего Севера, причем не только для выработки электроэнергии, но и для теплоснабжения.

Развитие ядер ной энергетики с момента ее становления основывается на крупных научно-технических программах исследований по безопасности, в рамках которых анализируются возможные отказы оборудования АЭС, их последствия, а также способы их предотвращения с помощью эффективных устройств безопасности. Практически ни при каком другом виде технической деятельности проблема безопасности не рассматривалась так детально и с такой тщательностью. В результате ядерная энергетика сегодня может служить эталоном для принятия решений при создании (или использовании) не только различных энергетических технологий, но и новых отраслей промышленного производства. Если бы, например, угольная энергетика, химическая промышленность, цементная промышленность н т. п. взяли на вооружение те же методологические и технические приемы, которые выработала за 30 лет существования ядерная энергетика, то в целом безопасность всего нашего народного хозяйства значительно возросла бы.

Конечно, в ядерной энергетике имеются проблемы в области обеспечения безопасности, которые еще ждут своего решения. Это прежде весего разработка экономичной технологии обезвреживания радиоактивных отходов, проблема уменьшения воздействия тепловых сбросов на окружающую среду, уточнение количественных оценок последствий (риска) воздействия радиации на живой организм, получаемых согласно беспороговой концепции доза — эффект. Но сам подход к решению этих проблем в ядерпой энергетике позволяет утверждать, что будут найдены оптимальные пути их решения.

Во 2-м издании книги заменены устаревшие данные, приведены новые результаты, более подробно рассмотрены проблемы воздействия малых доз ионизирующего излучения на здоровье человека. Детально описан один из основных принципов радиационной безопасности и его теоретическая основа — концепция польза — ущерб. Устранены опечатки и неточности, замеченные в первом издании.

Авторы

Предисловие редактора

XXVI съезд КПСС наметил новые рубежи коммунистического созидания, утвердив программу экономического и социального развития нашей страны па одиннадцатую пятилетку и на период до 1990 года. Эта программа нацелена и а обеспечение дальнейшего экономического прогресса общества, глубокие качественные изменения материальнотехнической базы на основе интенсификации общественного производства, повышения его эффективности и ускорения научно-технического прогресса.

Одна из основ научно-технического прогресса - энерговооруженность общества. Для нашею огромного но масштабам и быстро развивающеюся народного хозяйства постоянное наращивание энерговооруженности каждо! о ра6《)1пющс1 о должно обеспеч и ват ься надежно и с расчетом на длшельную п(1рсиективу. В предвидимом будущем зто трудно осуществить за счет увемичеиня добычи традиционных первичных энергоносителей ——нефти, газа и угля. Необходимы существенное изменение структуры их потребления и широкое использование нетрадиционных эпергоресурсов.

В 1екущем столетии рост энергетики в нашей стране, как и в боль- шиисше промышленно развитых стран, происходит при заметном увеличении доли нефти и газа в юплшшо-энергетическом балансе и от- iiochkvhhiom снижении до;ш уi' ч я

В насюятсе время добыча нефти вместе с природным газом составляет более 70% добычи природных видов топлива страны и голько 25% приходится на долю yrj外 В то же время прогнозные запасы угля во много раз превышают прогнозные запасы нефти и природного I аза Более того, хотя прогнозные запасы нефти в пашей саране еще достаточны и прибегать к ее импорту нет необходимости, значительная часть ее находится в залежах существенно меньших масштабов, чем эксплуатируемые в настоящее время, следовательно, себестоимость «черного золота», добытого в этих местах, очевидно, возрастет. Это заставляет при рассмотрении дальней перспективы развития энергетики ожидать постепенного сокращения доли нефти в топливно-энергетическом балансе и использования ее главным образом как сырья для химических и микробиологических производств.

Поскольку доля потребляемого природного газа в этот период существенно не изменится, весь дефицит топливно-энергетического баланса должен в перспективе покрываться за счет увеличения использования угля и существенного роста доли ядерной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, а в дальнейшем и термоядерной энергетики

Естественно, следует расширять использование и других видов эпергоресурсов (солнечной, гидро- и геотермальной, ветровой энергии), однако в дальней перспективе их доля в топливно-энергетическом балансе страны, вероятно, не превысит 5%, хотя значимость их в отдельных регионах будет, очевидно, довольно большой.

Использование утя и ядер ной энергии с учетом возможностей производства вторичных энергоносителей позволит покрыть потребности всех сфер использования первичных энергоносителей. И никакой «энергетический тупик» нам не угрожает, хотя перестройка структуры энергетики потребует, очевидно, длительного времени — примерно 30 лет.

Дело в том, что энергетика очень инерционна ——ее большая фондон материалоемкость, а также длительность разработки новых экономически приемлемых технологий заставляют уже теперь разворачивать проработку всех аспектов новой энергетической структуры. Главной задачей является создание такой структуры ядерной энергетики, при которой она будет обеспечена топливом на неограниченное время.

АЭС с реакторами на теп^т овых нейтронах, на которых базируется современная ядерная энергетика, используют примерно только 1 % природного урана. Ядер на я энергетика с такими реакторами не может быть обеспечена топливными ресурсами на длительную перспективу. Радикальный выход из этого положения ——широкое промышленное освоение реакторов на быстрых нейтронах, которые позволяют полнее использовать запасы урана. Такие реакторы, нарабатывающие плутоний, в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах при должной скорости наработки плутония могут обеспечить необходимые топливные ресурсы для длительного развития энергетики.

Промышленные реакторы такого типа созданы в нашей стране. Один из них, БН-350, работает давно, а ВН・6()() пущен в 1980 г. Однако предстоит еще сложная работа по повышению скорости наработки плутония и возврата его в топливный цикл, так как только в этом случае можно подойти к ядерной энергетике, обеспечивающей себя топливом на Heoiраиичешюе время и развивающейся необходимыми для страны темпами

Не исключено, что необходимые темпы роста энергетики в отдаленной перспективе будет трудно обеспечить только за счет добычи природного урана и наработки плутония в реакторах на быстрых нейтронах. В этом случае наука также готовит выход: слияние ядер легких элементов, термоядерный синтез, сопровождается вылетом нейтронов, часть из которых может быть захвачена '^и с образованием плутония. ；【/я этого могут быть созданы гибридные термоядерные реакторы. Возможная скорость наработки нлутоння в гибридных реакторах очень велика и обеспечит любые нужные темпы развития ядерной энер- 1 С1ики. Этих реакторов пока нет, но к концу нашего века они будут и)1даны. Скорее всего, они будут созданы раньше, чем чисто термоядерные реакторы. Следовательно, через одно-два столетия» когда по- чувсчвуется недостаток угля, ядерная энергетика всех видов сможет

обеспечить энергией все сферы знергопотребления на неограниченное время. Таким образом, структура неограниченно развивающейся во времени ядер ной энергетики будет следующая. К реакторам на тепловых нейтронах добавятся реакторы на быстрых нейтронах, а к ним, возможно, гибридные реакторы. Параллельно этому будут созданы термоядерные реакторы больших мощностей.

11одобно другим видам промышленной деятельности использование ядерной энергии сопровождается возникновением вредных факторов, потенциально опасных для человека и окружающей среды. Развитие ядерной энергетики принесло с собой для человечества и новую заботу ——заботу о предотвращении загрязнения окружающей среды радиоактивными продуктами деления ядер урана и плутония. Специалисты разных стран, занятые разработкой, сооружением и эксплуатацией АЭС, сделали немало для того, чтобы подобная опасность стала минимальной. На страницах книги, которую держит читатель, группа специалистов в области ядерной энергетики и радиационной гигиены и медицины, являющихся сотрудниками двух крупнейших научно-исследовательских центров страны — Института атомной энергии им. И. В. Курчатова и Института биофизики Министерства здравоохранения СССР - - рассматривает различные аспекты влияния ядер- ного топливного цикла на окружающую среду. Используемые материалы многочисленных исследований этой проблемы, как теоретических, так II экспериментальных, анализ накопленных результатов работы предприятий ядерной энергетики, а также прямое сравнение предприятий ядерного топливного цикла и энергетического комплекса на органическом топливе по степени воздействия на человека и окружающую среду —— все это свидетельствует о том, что предприятия ядерной энергетики обеспечивают наиболее «чистое» производство энергии и способы оказывать минимальное воздействие па окружающую среду.

В последнее время развитие ядерной энергетики вызывает большие дискуссии в некоторых странах Запада с точки зрения опасности загрязнения окружающей среды радоактивными продуктами деления ядер урана и плутония. Однако эти дискуссии вызваны не реальной угрозой радиоактивного загрязнения от АЭС, а соображениями конъюнктурного характера.

АЭС при правильном подходе к ним позволяют, особенно по сравнению с угольными станциями, существенно уменьшить загрязнение внешней среды. Можно утверждать, что условия труда, состояние здоровья персонала, состояние окружающей среды вокруг различных АЭС в СССР значительно благоприятнее, чем на предприятиях в других областях энергетики.

Конечно, и в ядерной энергетике существуют примеры негативного воздействия, например тепловые сбросы АЭС. Есть и нерешенные радиоэкологические проблемы. К ним, в частности, относится проблема длительного и безопасного хранения высокоактивных отходов ядерной энергетики. Есть много разных способов надежного захоронения этих веществ, по ни один из них не вышел на ур овень общепринятого

и широко используемого. Такое положение не является результатом, каких-либо просчетов или следствием существования непреодолимых- препятствий на пути решения этой проблемы. Оно сложилось потому,, го до недавнего времени не было необходимости в немедленной разработке подобной технологии, как это имело место, например, с вопро* сами безопасности АЭС. Быстрое развитие ядериой энергетики выд* вигает сегодня эту проблему на передний план. В настоящее время юхнически наиболее продвинут метод остекловывания высокоактив* пых отходов с последующим захоронением их в глубинные стабильные I еологическне формации. В этом случае стеклянные блоки могут хранить высокоактивные отходы в течение тысяч лет. Стекло, которое для и'ого применяется, не выщелачивается, лишь с трудом такие блоки мо- 15 т быть разрушены, при этом радиоактивные отходы, сплавленные- I о стеклом, не высвобождаются. Это хороший, падежный метод, но1 нет основания утверждать, что он является оптимальным.

Задачи надежного захоронения высокоактивных отходов хотя и 1 рудны в инженерном смысле, но разрешимы, так как здесь нет особо сложных физических проблем.

Рассмотренные в книге вопросы убеждают, что именно ядерная энергетика как по ресурсно-экономическим, так и по экологическим соображениям может наиболее надежно обеспечить возрастающее энергопотребление общества на перспективный период.

На XXXVII сессии Генеральной Ассамблеи ООН Советский Союз поставил вопрос о том, что в настоящее время необходимо «умножить усилия по устранению угрозы ядерной войны и обеспечению безопасного развития ядерной энергетики». Своевременность постановки этого вопроса, с точки зрения Советского Союза, продиктована необходимостью решения важнейшей задачи современности ■— обеспечения* безопасности в мире.

Безопасность существования человечества в значительной степени зависит сегодня не только от угрозы мировой войны или угрозы войны между отдельными странами, но и от стабильности экономического развития как отдельных государств, так и мира в целом. В то же время уровень развития экономики определяется уровнем развития энергетики. Эта роль энергетики в будущем еще больше возрастет, что свя- «ано с истощением минеральных ресурсов планеты, со все возрастающими энергоемкими природоохранными мероприятиями, со стремлением повышения урожайности почв. За короткое время могут быть в значительной степени исчерпаны экономически рентабельные источники меди, олова, цинки, свинца, ртути и десятков других элементов, а нашим потомкам останутся значительно более скудные запасы этих материалов. Сжигание органического топлива лишает будущие поколения людей не только источников энергии, но и сырья для производства пластмасс, органических химикатов и других полезных продуктов. Все это ведет к дестабилизации мировой экономики. Единственным способом, компенсирующим эту дестабилизацию, является развитие совершенной технологии, способной обеспечить высокий материаль-

ный уровень жизни и после истощения этих материалов. Ключом к такой технологии должна быть доступная в необходимых количествах энергия. Имея источник энергии и обладая присущей ему изобретательностью, человечество сумеет использовать для замены природных ископаемых синтетические материалы, включая и искусственные энергоносители (например, водород).

11рогнозы, выполненные в СССР, сформировали у нас твердое убеждение, что таким источником доступной энергии, которым в настоящее время гарантированно располагает человечество, является ядерная энергия.

Таким образом, развитие ядерной энергетики ведет к созданию устойчивой энергетической базы, соответственно к стабилизации развития мировой экономики и в конечном итоге к укрепленню безопасности в мире.

А. П. Александров

От авторов

AmopiH считают своим приятным aOvTTom выразить искреннюю благодарное н» Ю, П. Елагину, В. Ф. Козлову, Б. Н. Колбасову, А. С. Ко- ченову, JI. М. Лузановой, В. В. Орлову, JL А. Павловскому, В 11. (иепапчикову, 10. Ф. Черничину и Я. В. Шевелеву, сделавшим иолеиняс замечания и предложения по рукописи книги, иодготовлеи- нон к 1-му изданию, а также В. В. Волкову и С. В. Романову за помощь при написании гл. 1 и 9.

Авюры хот ели бы высказать благодарность коллегам, которые с большим вниманием ошеслись к 1-му изданию книги и высказали свои замечания и предложения, а также всем тем, кто взял на себя труд HdHiicdib и опубликовать обстоятельные рецензии. Авторы особенно призншельпы А/юксахину Р. М., Буренину П. И., Гуськовой А. К., Деви I ай кипу Е. В., Куликову II. В., Покровскому А. В., Ружен- цовой И. Н., Теверовскому Е. II.

Авторы благодарят Л. М. Векслера и Н. Г. Гусева, взявших на себя труд прочесть рукопись книги, подготовленную ко 2rMy изданию, и сделавших ряд ценных замечаний.

Ядерная энергетика: 30 лет развития и перспективы

большие масштабы современного эпергопроизводства н upoi иозируемый его рост делают реальной перспективу iu ющения традиционных технически н экономически доступных • нергоресурсов. Расгег загрязнение окружающей среды, ->Г>\словлешюе производством энергии. Все это ставит проблемы поиска новых источников энергии и выбора оптимальной « 【руктурн энергетики.

I кша 1 книги посвящена проблемам развития энергетики м мире и СССР. В ней представлены оценки долгосрочного (м пределами 2000 г ) роста потребностей в энергии, нюнены масштабы энергопотребления в сопоставлении < л1ергоресурсами и обоснована центральная роль ядерной /пергетнки в ближайшие десятилетия и в более отдаленном худущем. В гл. 2 описаны схемы современных и перспективных мерных топливных циклов и дана общая характеристика во ^чействия предприятий никла на окружающую среду.

I лава 1

Необходимость развмтни ядерной энергетики

введение

"нюня 1954 г. в городе Обнинске была'пущена^в эксплу атациюг Пер- п.|я атомная электростанция (АЭС). Мощность этой АЭС была невели- "/ всего 5 МВт (эл.), ее экономическая конкурентоспособность чычительно уступала крупным ТЭС, работающим па^'оргэпическом |'»нливе. Однако Первая АЭС сыграла огромную роль эксперименталь- 111,11 установки, и а которой был накоплен опыт, оказавшийся пезаме- “нм3M при эксплуатации последующих АЭС. Она наглядно продемон- 1 ""||")иа』а, что энергию, заключенную внутри атомного ядра, можно п|нч»р；1тить, говоря словами И. В. Курчатова, «в могучий источник “к>【1Н1, несущий благосостояние и радость всем людям на Земле».

Нгрвая АЭС открыла широкую дорогу использованию ядерной “н*тнн в мирных целях [1—6]. Вслед за СССР были пущены АЭС y Вгликибритании и США. В 1956 г. введена в эксплуатацию первая

английская АЭС «Колдер Холл» мощностью 45 МВт (эл.), а в 1957 г. осуществлен пуск первой американской АЭС «Шиппингпорт» мощностью 67 МВт (эл).

В настоящее время (по состоянию на конец 1981 г.) АЭС эксплуатируются в 23 странах мира. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) общая установленная мощность АЭС в мире на конец 1981 г. достигла 152 ГВт (эл.), в эксплуатации находилось 272 ядерных энергетических реактора, на которых в течение 1981 г. выработано 794 000 ГВт • год электроэнергии, что составило 9% общего производства электроэнергии в мире [6, 7], Эти данные со всей очевидностью показывают, что за тридцатилетний период развития ядерная энергетика достигла такого этапа, на котором она стала конкурентоспособным и надежным источником энергии.

Начиная с пуска Первой АЭС, Советский Союз осуществляет планомерное развитие ядерной энергетики [1——5]. К концу 1982 г. установленная мощность АЭС в СССР составила более 19 ГВт (эл.), а их доля в выработке электроэнергии всеми электростанциями страны —— 6%. Важное место отводи 1ся ядерной и термоядерной энергетике в принятой в 1983 г. Энергетической программе СССР на длительную перспективу |2]. Ес успешное развитие рассматривается в СССР как важнейшее средство при рсигепии основных проблем энергообеспечения страны на длительный период 11—5L

Опережающее развитие ядерной энергетики в первую очередь объясняется тем, что около 80% энергетических ресурсов сосредоточено в восточных районах страны и в то же время около 75% населения и потребителей энергии приходится на европейскую часть территории. В иаст()я1цес время около 4096 всего грузооборота железных дорог страны занимает перевозка органического топлива из восточных районов в западные и на Урал |4|. Вследствие высокой калорийности ядер- ного топлива его потребление, а следовательно, и объем перевозок оказываются намного меньшими, чем органического топлива. Например, железнодорожная магистраль, предназначенная только для перевозки топлива, способна в лучшем случае обеспечить угольным топливом электростанции суммарной мощностью лишь около 20 ГВт (эл.). В то же время эта же магистраль, используемая для перевозки ядерного топлива, способна обеспечить топливом АЭС суммарной мощностью до 1(户 ГВт (эл.) [4]. В условиях СССР, где угольное топливо приходится транспортировать на расстояния в несколько тысяч километров, указанное преимущество ядерного топлива приобретает особое значение. Развитие ядерной энергетики, практически нс привязанной к району добычи топлива, обеспечит наиболее экономичньгй вариант

построения топливно-энергетического хозяйства в европейской части СССР. В соответствии с принятыми решениями строительство АЭС ведется более чем на 20 площадках в районах Северо-Запада, Запада, Центра, Юга европейской части страны, в Поволжье и на Урале [5]. При этом развитие ядерной энергетики будет идти по пути увеличения единичной мощности реакторов и концентрирования мощностей АЭС па одной площадке. В основном планируется создание АЭС установ- /генной мощностью 4—7 ГВт (эл.).

На этих АЭС будут использованы реакторы на тепловых нейтронах двух типов ——корпусного с водяным замедлителем мощностью I ГВт (эл.) (серийные реакторы типа ВВЭР-1000) и канальные с гра- <ритовым замедлителем мощностью 1 и 1,5 ГВт (эл.) (серийные реакторы гипов РБ1МК-Ю00 и РБМК-1500). Такой путь развития ядерной энер- I етики позволяет более гибко строить топливный цикл и полнее ис- юльзовать машиностроительную базу страны.

Ведутся работы по использованию ядерной энергии не только для роизводства электроэнергии, но и с целью применения ее в качестве источника первичной энергии в других областях народного хозяйства. В ближайшее время начнется создание сети атомных электротепло- иентралей (АТЭЦ), в которых выработка тепла сочетается с выработкой электроэнергии, и атомных станций теплоснабжения (ACT), снабжающих потребителя только теплом. В настоящее время в СССР уже осуществляется снабжение нескольких довольно крупных городов (г. Билибино, г. Курчатов и ряда других) теплом, вырабатываемым па АЗС, Первые блоки ACT мощностью 500 МВт (тепл.) сооружаются и Горьком и Воронеже, начато строительство Одесской АТЭЦ. В даль- ейшем предполагается, что с вводом в строй высокотемпературных реакторов ядерная энергия будет использоваться также в черной ме- 1а^чургии, химии, в производстве синтетического топлива и других отраслях народного хозяйства. Работы в этом направлении находятся к стадии поиска оптимального решения.

Современное состояние ядерной энергетики характеризуется строительством и эксплуатацией, главным образом, реакторов на тепловых нейтронах, в которых используется только около 1 % природного урана. В ближайшие 10—12 лет получит дальнейшее развитие новое направление ядерной энергетики ■— с реакторами на быстрых нейтронах, которые дают возможность использовать запасы природного урана в 50—60 раз эффективнее. Кроме того, на этих реакторах оказы- нается- экономически целесообразным использование бедных руд, не имеющих сегодня практического применения. В СССР созданы промышленные реакторы такого типа. На Белоярской АЭС нм. И. В. Кур- <(лгова работает самый крупный в мире реактор на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт (эл.), который послужит основой для сооружения I српйиых установок мощностью 800 МВт (эл.), а в дальнейшем значи- н'льио большей мощностью.

Наиболее вероятно, что в создаваемой крупномасштабной ядерной *»пг|)гстике будут использоваться реакторы разных типов, работающие

каждый в наиболее приемлемой для него области энергопроизводства и связанные единым топливным балансом.

Еще одно направление использования ядерной энергии, развитие которого в СССР принимает широкие масштабы, — это создание ледокольного флота с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ). Для СССР освоение северных морей имеет особое значение. Первый в мире атомный ледокол «Ленин» был построен в 1959 г. В соответствии с программой строительства серии атомных ледоколов в 1974 г. вступил в строй ледокол ^Арктика» (с 1982 г. •— «Леонид Брежнев»), а в 1977 г.—— ледокол «Сибирь». Па каждом из этих ледоколов используется ЯЭУ мощностью 75 000 J. с. Строится новый атомный ледокол «Россия».

Атомные ледоколы закрепили приоритет СССР в атомном судостроении. Беснримерный поход ледокола «Арктика» к Северному полюсу и трансарктический высокоширотный рейс ледокола «Сибирь» убедительно 11р()дем()1К'трпр()вали их преимущества перед ледоколами на органическом тонлшю. 13 настоящее время в СССР начато оснащение судов-лкхтсровозов новыми транспортными ЯЭУ [1]. . >

Интенсивно разнивастся ндериая энергетика и в других странах coiuiajincTHHCCKoi'o содружества 131. АЭС успешно эксплуатируются в Чехословацкой (ллишлисгпческой Республике, 11ародной Республике Болгарии, Германской Демократической Республике. Эти первые АЗС в социалистических странах построены при техническом содействии СССР. Сооружается первая АЭС в Венгерской Народной Республике. Вступила в строй первая АЭС в Югославии, ведутся подготовительные работы по сооружению АЭС в Социалистической Республике Румынии, Польской 11ародиой Республике, Республике Куба* Развивается сотрудничество заинтересованных стран ——членов СЭВ по сооружению совместными усилиями Хмельницкой и Константиновской АЗС мощностью 4 ГВт (зл.) каждая для поставок электроэнергии с территории СССР в братские страны. В соответствии с «Долгосрочной целевой программой сотрудничества в области энергии, то!ктива и сырья», одобренной XXXII заседанием сессии СЭВ, крупным вкладом в решение энергетической проблемы в европейских странах — членах СЭВ н Республике Куба будет строительство до 1990 г. на их территории АЭС общей установленной мощностью около 37 ГВт (эл.) (без СССР).

Среди капиталистических стран выделяются семь государств с развитой ядерной энергетикой, в которых общая установленная мощность АЭС на конец 1981 г. составляла: США ——около 57 ГВт (ал.); Япония —15 ГВт (эл.); ФРГ — 8,7 ГВт (эл.); Франция — 8,4 ГВт (эл.); Великобритания ——8,6 ГВт (эл.); Канада —- 5,5 ГВт (эл.); Швеция —— 6,4 ГВт (эл.). В этих странах на АЭС вырабатывается от 10 до 38% всей электроэнергии в год. АЭС эксплуатируются также в Аргентине, Бельгии, Индии, Испании, Италии, Нидерландах, Пакистане, Финляндии, Швейцарии, Южной Корее и на Тайване. Приступили к строительству АЭС Бразилия, Мексика, Филиппины, ЮАР. Объявили

I а б j л ц а 1.1. Прогноз роста установленной мощности, ГВт (эл.), всех электростанций в мире и АЭС [7|

Установленная мощность

1978 г.

1979 г.

1980 г.

1990 г.

2000 г.

Всех электростанций

1830

1930

2030

3600

5870

АЭС

106

122

148

430

740—1075

До;【兄 АЭС, %

5,8

6,4

7,3

12

13-18

о планах строительства АЭС Бангладеш, Дания, Египет, Иран, Ирландия, Индонезия, Люксембург, Норвегия, Пуэрто-Рико, Турция.

В настоящее время в мире в стадии строительства находятся 236 ядерпых энергетических реакторов общей установленной мощностью около 220 ГВт (зл.).

Приведенные данные свидетельствуют о том, что уже сегодня ядер- пая энергетика играет существенную роль в мировой электроэнерге- тнке. Не вызывает сомнений, что в перспективе доля ядерной энерге- [икн будет постоянно возрастать. В соответствии с прогнозом, представленным в докладе МАГАТЭ за 1981 г., общая установленная мощность мировой энергетики к 2000 г. может возрасти до 5870 ГВт (эл.), и доля АЭС в производстве электроэнергии --- до 18% (табл. 1.1). Некоторые неопределенности — социального, экономического и технического характера — и возрастающие требования к защите окружающей среды затрудняют оценку темпов роста общей установленной мощности электростанций в мире. Чтобы учесть эти неопределенности, в прогнозах оцениваются не отдельные цифры для мощности, а их предельные значения. Планируется, что к 2000 г. АЭС будут эксплуа- 1 ироваться уже в 45—50 странах [71, т. е. в ближайшие годы число 1 осударств, развивающих ядерную энергетику, практически удвоится.

На современном этапе развития ядерная энергетика не только экономически конкурентоспособна по отношению к другим видам нроупводства энергии, но и превосходит их ио таким показателям, как экономичность, надежность, безопасность и степень влияния на окружающую среду.

В то же время необходимо отметить, что за последние годы практически во всех странах мира, где э кс пл уати руютс я АЭС или предполагается их строительство, происходит явное снижение прогнозируемой мощности ядерной энергетики. Причины этого сложны, многочисленны, VI по некоторым из них нет единой точки зрения. Однако главная причина этого — объективные экономические факторы, связанные прежде всего с введением более строгих норм эксплуатации АЭС, обусловленных требованиями защиты окружающей среды. Обеспечение безопасности н защиты окружающей среды ■— одна из самых актуальных проблем современной ядерной энергетики. Чтобы удовлетворить этим требованиям, пришлось практически удвоить количество многих важных деталей и материалов, требующихся для строи-

400400300300200200100100197311975 г 1977 г 1979 г.197311975 г 1977 г 1979 г.lm」q1-。。工5ow 工？工ayBOHEl。}lm」q1-。。工5ow 工？工ayBOHEl。}Рис. 1.1. Изменение прогноза устаноЬ- леиной мощности ялерной энергетики на 1990 г. по оценкам 1973—1978 гг.:

400

400

300

300

200

200

100

100

197311975 г 1977 г 1979 г.

197311975 г 1977 г 1979 г.

lm」q1-。。工5ow 工？工ayBOHEl。}

lm」q1-。。工5ow 工？工ayBOHEl。}

X — США； О — Япония. #— страны—члены Европейского экономического сообщества

тельства АЭС. Соответственно [возросли трудовые затраты и затраты времени на строительство. Услож-

некие конструкции н увеличение сроков привели к резкому возрастанию удельных капиталовложений в строительство АЭС. Кроме того,

повысились целы на уранозое топливо, Вследствие этих и*ряда дру

гих причин программы развитиягих причин программы развитияядерной энергетика во многих странах былиТпересмотрены в сто

гих причин программы развития

гих причин программы развития

рону значительного сокращеншг, например в США, Японии и в странах —— членах Европейского экономического сообщества на 30——40°6 по сравнению с оценками, сделанными в 1973 г. (рис. L1)⑺，

Аналогичные тенденции наблюдаются и в традиционной энергетике, где используется органическое топливо. Удельные капиталовьчоже- ния в строительство тепловых электростанций (ТЭС), работающих на органическом топливе, и АЭС возрастали приблизительно в одинаковой пропорции. В результате резкого увеличения стоимости нефти

за последнее время в значительной степени улучшилась конкурентоспособность АЭС. В силу этих причин электроэнергия, вырабатываемая на АЭС, дешевле, чем на ТЭС.

Опубликованные прогнозы роста энергетических мощностей в мире позволяют с уверенностью утверждать, что темпы развития ядерной

энергетики, несмотря на их определенное снижение по разным причинам, намного превосходят темпы развития других направлений энергетики. Доля ядерной энергетики в выработке электроэнергии всеми электростанциями мира к концу XX века может увеличиться в 2—2,5 раза по сравнению с 1980 г. (табл. 1.1).

Для правильного понимания дальнейшего текста необходимо сделать следующие пояснения. Под термином энергоресурсы понимается совокупность эпергонесущих невозобновляемых полезных ископаемых (уголь, нефть, природный газ, торф, сланцы, уран, торий) и возобновляемых видов энергии (солнечной, геотермальной, гидроэнергии и т, д.). Все перечисленные энергоресурсы обычно называют первич

ными.

Термин запасы энергоресурсов используется для обозначения той части энергоресурсов, которая может быть реализована при необходимом развитии современных технологий по стоимости, предполагаю' щей эту добычу экономически выгодной в будущем.

В настоящее время доля извлекаемых невозобновляемых энергоресурсов (не считая ядерных), которая характеризует их запасы, (ежит в диапазоне от 6% для угля до 40% для нефти. В среднем в мире извлекается менее 10°о энергоресурсов органических топлив, и не мрн- \одится ожидать, что извлекаемую долю удастся резко повысить за I чет разработки более прогрессивных методов добычи [9].

Запасы возобновляемых эпергоресурсов оценивают из максимально возможного годового использования первичной энергии с учетом ограничений, вызванных геофизическими» гидрологическими и биоло- I ическими свойствами земной коры и атмосферы.

Для количественного сравнения запасов различных энергоресуров используют понятие условное топливо、теплотворною способноеib мнорого принимают равной 7000 ккал/кг, а в качестве крупной сди- к цы энергии — величину Q:

1Q = 2,52 • 1017 ккал - 1,05 • 1021 Дж ~

=2,93 • 10й кВт (тепл.)-ч - 3,35 - 107 ЛШт (тепл.) - год.

Отметим, что 1 Q энергии выделяется при сжигании 36 млрд, т \3Pювного топлива (т у. т.). В наши дни мировое энергопотребление I оставляет 0,25 Q в год.

В промышленно развитых странах коэффициент использования шпасов эпергоресурсов достигает примерно 40%.

Баланс топливно-энергетических ресурсов позволяет увязать добычу эпергоресурсов, переработку и расход их по целевому назначению: 1ля производства электроэнергии, тепла для высокотемпературных (промышленные печи) и низкотемпературных (отопление зданий) процессов, топлива па транспортные нужды. По приблизительным под- I четам в мире 25°о первичной энергии идет на производство электроэнергии, 25% ——на отопление жилых домов и других зданий, 25% —— на промышленные цели и 25% — на транспорт.

Наконец, необходимо остановиться еще на двух важных показате- 1ях, используемых при составлении топливно-энергетического балан- > <i,— энергопотреблении и энергопотребности. Нод термином энергопотребление понимается расход первичных энергоресх рсов за опреде- мнпый период времени, а под термином энергопотребность ■— планируемая потребность в первичных эпергоресурсах на определенный период. Количественно энергопотребление и энергопотребность, так 小I、как и запасы энергоресурсов, чаще всего будут выражаться в единицах Q. Однако в некоторых случаях, когда энергия в 1 Q окажется 'шшком большой (например, при количественной оценке энергопо- |ребности и энергопотребления в расчете на душу населения), вместо единицы Q будет использоваться единица киловатт (тепл.) • год, при

этом обозначение «тепл.» указывает^ что речь идет о первичной (тепловой) энергии, которая расходуется на производство электроэнергии и тепла.

Роль энергии в развитии цивилизации

Энерг егика в значительной степени определяет уровень развития экономики в целом. Практически все стороны жизни любого современного промышленного общества опосредствуются производимой энергией в разных се формах. На протяжении всей истории человечества энергопотребление росло быстрее, чем численность самого населения. Так, если годовой прирост энергопотребления в течение 196()—1975 п\ достиг 4,3% [ 10], то среднегодовой прирост населения за нот же период составил 2,1% 1111. По мере освоения человеком новых первичных энергоресурсов (солнечное тепло, древесина, уголь, гидроэнергия, нефть, 【аз) изменялся топливно-энергетический баланс. В настоящее время происходи! очередная перестройка топлив- но-^иергетическо! о баланса мира которая связана с быстрым развитием ядерной энергетики.

Для прежних масштабов ра иш i ни энергетики экологическая емкое 11> окружающеп среды и злккы мни н/н【шюго нн“н энергорссурса являлись практически неограниченными, бесконечными. Сегодня уже нельзя исходить из этого — масштаб энергопотребления столь велик, что одновременно возникли ограничения ресурсного, гигиенического и экологического характера.

Промыиинчшый и экономический прогресс тесно связан с возрастанием уровня энергопотребления на душу населения. Согласно данным рис. 1.2 валовой иашюпаж^шлй продукт, приходящийся на душу населения в различных странах мира, прямо пропорционален количеству энергии, потребляемо!! в этих странах на душу населения 112, 13|. Наглядным подтверждением этому служат и данные, представленные на рис. 1.3, которые показывают рост валового общеегвеп- ного продукта в СССР в зависимости от энергопотребления на душу населения.

В настоящее время энергопотребление распределено по земному шару крайне неравномерно: годовое энергопотребление на душу населения для 72% населения мира составляет менее 2 кВт (тек』.)• год, для 22"6 — от 2 до 7 кВт (тепл.) • год и только для 6% ——около 10 кВт (тепл.) • год 114]. Более чем в 80 странах этот показатель равен 0,2 кВт (тепл.) • год, т. е. максимум и минимум энергопотребления на душу населения в современном мире различаются в 50 раз. Кроме того, сильно варьируют и темпы роста этого показателя по странам. Причины такого различия и их влияние па развитие энергетики мира в ближайшие десятилетия в данной книге не анализируются. Авторы поставили перед собой задачу показать основные тенденции долгосрочного развития ядерной и альтернативных видов энергетики (после 2000 г.), оценить масштабы и перспективы их развития. Для

Годовой валовой национальным продукт, долл/чел.

Рис. 1.2. Соотношение между удельным энергопотреблением н валовым национальным продуктом на душу населения в разных странах мира (национальный продукт оценивается в американских долларах на 1968 г)

°、工^LosdAOJOldare фохй^ф^>

100020003000 3500

Годовой валовой общественный продукт на душу населения,руб/чел.

6 5 4 32 1 - зп0 u 0d 1匸 о」d_ 亠 е QOHq-rerA

Годовой валовой национальный продукт.Годовой валовой национальный продукт.долл /чел.долл /чел.

Годовой валовой национальный продукт.

Годовой валовой национальный продукт.

долл /чел.

долл /чел.

Рис. 1.3. Соотношение между удельным энергопотреблением и валовым общественным продуктом на душу населения СССР в различные годы

прогнозирования масштабов развития auepi етики достаточно проводить расчеты, исходя из предположения о равномерном распределении энергопотребления среди населения всего земпого шара.

В настоящее время подавляющая часть энергии производится за счет сжигания топлива органического происхождения — угля, нефти, природного газа. По данным статистического доклада ООН за 1975 г.

1151 доля природного газа в топливно-энергетическом балансе мира составляла 19,4%, твердого топлива —30,9%), жидкого - - 47,2%, прочих энергоресурсов — 2,5?6. В структуре использования энергоресурсов в СССР в 1975 г. на долю природного газа приходилось 21,2%, угля—30,0%, нефти — 13,0%, прочих источников энср- I ни— 5,8%. Все виды органичс- (ких потребляемых энергоресурсов

Рис. 1.4, Соотношение между ГОДОВЫМ валовым национальным продуктом и потреблением стали на душу населения в разных странах мира (1968 г.)

в ншвн王 0ооеи 妄芻口三专名4王 od 0@hв ншвн王 0ооеи 妄芻口三专名4王 od 0@h

в ншвн王 0ооеи 妄芻口三专名4王 od 0@h

в ншвн王 0ооеи 妄芻口三专名4王 od 0@h

Рис. 1 5. Соотношение между рождасмостио и годовеям валовым национальным доходом на душу населенна в разных странах мира

О — Азн，，△ — Африка ▲—Латннская Америка • — Европа СС(,Р Северная Америка являются практически нсвозобиовлнемыми, так как на их воспроизводство в природе потребуются многие миллионы лет.

Будущие потребности в энергии и возможности их покрытия вызывают повышенный интерес. Толчком к зтому стал так называемый энергетический кризис 1973 и 1974 гг., стимулировавший проведение всесторонних исследований и долгосрочных прогнозов развития энергетики [8, 9] До недавнего времени наиболее широко были распространены прогнозы, основанные на прямой экстраполяции прошлых тенденции в будущее. Однако эта концепция пе очень надежна. Во-первых, ее конечные результаты в значительной степени зависят от выбора периода времени, послужившего основой для выявления прошлых тенденций Например, годовой прирост энергопотребления в мире в среднем составлял 3,3% в 1925—1975 гг,, 4,1 % в 1933—1975 гг., 4,3% в 1960—1975 гг. [9]. Экстраполированные значения энерго-

потребления значительно различаются при выборе разных периодов жстраполяции и для приведенных значений на 2020 г. они составляют 1,2Q, 1,8Q, 2,0Q соответственно. Во-вторых, в условиях конечных запасов невозобновляемых ресурсов и ограниченных масштабов использования возобновляемых ресурсов рост энергопотребления с постоянно возрастающим ежегодным приростом не может продолжаться неограниченное время. Наконец, как показывает мировой опыт, в странах с высоким уровнем развития (социального, экономического, юхнического) появляются факторы, ведущие к уменьшению энергопотребления с асимптотическим выходом па некоторый практически постоянный \ ровень. Частичным подтверждением этого утверждения могут служить статистические данные, представленные на рис. 1.4 1161 и 1.5 [171

По указанным соображениям ниже использован подход к прогнозированию энергопотребностей, основанный на предположении, что уровень потребления энергии на душу населения и численность населения в мире и в отдельных странах в конечном счете придут к стационарном) состоянию.

Некоторые тенденции развития общественного производства и их влияние на уровень энергопотребления

Задача определения уровня стабилизации энергопотребления на душу населения представляет собой сложную проблему. В первом приближении можно исходить из предположения, что эта стабилизация для мира в целом произойдет па уровне, близком к наивысшему уровню потребления энергии на душу населения, достигнутому в настоящее время в промышленно развитых странах. Удельное энергопотребление в этих странах составляет около 10 кВт (тепл ) - год； чел Отметим, что в 1975 г. в мире удельное энергопотребление в среднем сос- гавляло 2,3 кВт (тепл.) • год/чел.

В будущем, когда население Земли возрастет, потребуется дополнительная энергия на душу населения для повторного использования ресурсов, опреснения воды, производства водорода, пищевых продук- юв и т. д. Для определения численного значения этой поправки необходим системный анализ, учитывающий тенденции развития промышленности 卄 сельского хозяйства в мире, темпы потребления нево・ зобновляемых ресурсов планеты, оценку сроков их исчерпания и, наконец, оценку темпов загрязнения окружающей среды и последствий такого загрязнения.

Данные, представленные на рис. 1.6, показывают, что за последние 50 лет объем промышленного производства возрастал с небольшими

Рис, 16 Рост мировой промышленпой продукции (индекс промыниетшого производства м в 1963 г. принят за 100%)—общий объем;на душу населения

колебаниями в среднем ежегодно на 7%, а в расчете на душу населения —на 5% [12, 181.

Экспоненциальный рост промышленного производства вызвал экспоненциальный рост потребностей в различных видах полезных ископаемых. Простейшие расчеты сроков исчерпания запасов некото рых важных для развития промышленности видов полезных ископаемых при различных оценках их запасов if темпах извлечения из недр Земли представлены в табл. 1.2 [ 191. Точность этих расчетов невелика, но вполне достаточна, чтобы судить о степени остроты проблемы удовлетворения потребностей промышленности в минеральном сырье. Из данных таблицы следует, что такие полезные ископаемые, как свиней, цинк, медь и ряд других, станут дефицитными к концу текущего столетия. Это потребует освоения залежей бедных руд (на их долю приходится 65% всех запасов), разработки месторождений, находящихся на больших, чем традиционные, глубинах, освоения шельфовых залежей и магматических пород. Более остро встанет вопрос о повторном использовании элементов.

Для иллюстрации на рис. 1.7 представлен прогноз потребления хрома. Он основан на математической модели 1201, учитывающей достижения науки и техники в технологии добычи и потребления ресурсов, открытие новых месторождений, экономические факторы. Как видно из рисунка, ежегодное потребление U хрома растет (увеличивается на 2,6%, что соответствует современным темпам), при этом происходит быстрое исчерпание его ресурсов R. Однако стоимость С добычи не возрастает и остается низкой, так как достижения в технологии добычи и переработки руды позволяют использовать руду все более низкого качества (кривая Т). 11о мере исчерпания запасов в недрах Земли успехи технологии оказываются недостаточным фактором для поддержания стоимости добычи на низком уровне. Опа быстро начинает возрастать из-за увеличения цен на разведку новых месторождений, добычу руды и т. д. Высокая стоимость добычи заставляет использовать хром более эффечтивно, все большее его количество получать не из руды, а из вторичного сырья ——металлолома

】аблнца 1.2. Сроки исчерпания различных видов полезных ископаемых (отсчет от 1970 г.) 119]

Вид полезных ископаемых £

£, Мт

%, лет

аз %

/，год

乙，год

X ром

7,8-102

420

2,6

95

154

Железо

1-105

240

1,8

93

173

Ко ба/ьт

2,2

110

1,5

60

148

Марганец

8-102

97

2,9

46

94

Никель

66,2

153

3,4

53

96

Г руина платиновых метал-

12,8-10^

130

3,8

47

85

JOB

Молибден

4,9

79

4,5

34

65

Алюминий

1,17.103

100

6,4

31

55

Воль力рам

1,3

40

2,5

28

72

Медь

308

X36

4,6

21

48

Свинец

91

26

2,0

21

61

Цинк

123

23

2,9

18

50

Примечания: I. В таблице приняты следующие обозначения•

A?t — мировые з<1[ысы i-ro вида по 1езных ископаемых, известные иа 1970 г.: учтены лишь тс j,iii;icb[f добыча которых экономически целесообрачна по геологическим условиям (глубина залегания, толщина пласта), географическому положению (в обжитгях или пустынных, труднодоступных paiioiiax) и по уровню техннкн:

Тг Ri (1970) / \Ri (1970, где A/?t — абсолютное количество г-i о вид а ископаем ых, изв^!счеи- ное из недр Земли в 1970 г, т. е т( — срок исчерпания ресурса, если бы его расходование остзюсь ни уровне 1970 г,;

а( ежегодный рост потребления i-ro вида полезных исксиысмых (в среднем для 1930— )97()门、.)，

h — срок исчерпания t-ro вида полезных ископаемых, запасы которого составляет Ri (1970 г.), если бы его расходование ежегодно возрастало на <xi%:

Л — срок исчерпания t-ro вида полезных ископаемых при тех же условиях его расходо- мання, как и в предыдущем случае, но в нре；1ио,1оженмн, что его запасы в 5 раз превосходят запасы /〃(1970 г ), известные на 1470 г.

2 К группе нлптиновых металлов отнесены платила, палладий, ocmhii, иридий, родни и рутений.

и, наконец, использовать его заменители. В дальнейшем, как это следует из тенденций настоящего времени в промышленно развитых странах, потребности в хроме на душу населения стабилизируются. Соответственно при стабилизации населения Земли стабилизируются и суммарные потребности в хроме для мира в целом.

Очевидно, по аналогичным сценариям будут развиваться добыча и потребление других полезных ископаемых.

Приведенные данные позволяют сделать вывод, что постепенное исчерпание запасов многих видов полезных ископаемых не является непреодолимым препятствием для развития человечества. Однако новые технологические процессы для эффективного использования полезных ископаемых потребуют дополнительных затрат энергии для производства единицы продукции. Фактически это означает, что для производства единицы продукции в будущем удельное энергопотребление должно возрасти по сравнению с настоящим. По оценкам [22] в силу перечисленных причин в будущем удельное энергопотребление должно быть увеличено на 2 кВт (тепл.) * год/чел. для добычи и пов-

Рис. 1.7. j )porin>j потребления ресурсов хрома [20J •

По вертикали отложены следующие параметры: ^ — запасы хрома в недрах Земли (за первоначальное значение приняты разведанные в 1970 г. запасы, которые составляли 7,75 ■ I08 т); Г — увеличение количества хрома, добытого из единицы природной руды, за счет достижений науки в области добычи и технологии переработки руды; U —• темпы добычи хрома из недр Земли (в 1970 г. извлечено 1,85 млн. т)： Е — часть хрома, требующегося производству, которую необходимо заменить искусственными нлн другими естесг- веннммм материалами (к 2100 г. потребуется, чтобы она составляла около 60%); С — изменение стоимости добычи хрома на недр Земли (стоимость в 1970 г. принята за единицу)

торного использования редких элементов н на 0,1 кВт (тепл.) • год； чел. для производства стали, алюминия и магния.

Значительного увеличения удельных затрат энергии потребуют решение продовольственной проблемы и обеспечение потребностей в пресной (опресненной) воде. По данным Продовольственной и сельскохозяйственной организации ООН (ФАО) во всем мире производится около 75 млн. т пищевого белка — около 60 г/чел. в день при средней норме 100 г/чел. Наиболее острый характер носит проблема обеспечения пищей населения в развивающихся странах, где в настоящее время проживает около 72% населения Земли. Производство продуктов питания в развивающихся регионах мира непрерывно возрастает, однако не опережает прироста численности населения [23]. В силу этого уровень производства продуктов питания на душу населения остается постоянным и очень низким.

Конечно, в проблеме удовлетворения нужд населения пищей много нерешенных задач социально-политического характера, связанных с системами распределения» торговли, цен и т. п. Решение этих задач, т. е. преодоление неравноправных экономических взаимоотношений между промышленно развитыми западными странами и развивающи-

Рис. 1.8. Потребность в сельскохозяй- ci венных площадях в мире:

/ - площадь земеть, пригодных для сельско- ^озяйсгвенного использования； 2 — освоенные ci льскохозяйственные площади; 3 — потребности в сельскохозяйственных площадях при современных темпах роста населения (2%/год) и производительности сельскохозяйственной продукции с единицы площади； 4 — то же при увеличении производительности в 2 раза； 5 — то же при увеличении производительности в 4 раза. Точка пересечения кривой / с кривыми 3—5 определяет год нечер- пания запасов сельскохозяйственных площадей. Уменьшение площадей, пригодных для в.-девия сельского хозяйства (кривая /). связано с отчуждением части этих площадей для н\*工 про\тышленности

мися странами, позволит значительно улучшить продовольственную ситуацию в мире в целом. Наряду с этим существует и техническая сторона проблемы повышения продуктивности сельского хозяйства, которая потребует больших дополнительных затрат материалов н энергии на повышение урожайности почв, на обработку земли, производство удобрений и т. д.

В связи с жизненной необходимостью резкого увеличения производства продуктов питания возникает проблема земельных ресурсов. По подсчетам на Земле имеется 3,2 млрд, га почв, пригодных для ведения сельского хозяйства [24] (рис. 1.8). Наиболее плодородная их половина уже освоена. Освоение каждого гектара из оставшихся земель потребует затрат все большего и большего количества энергии. Детальное изучение тенденций развития сельского хозяйства позволило специалистам сделать вывод, что в будущем для сохранения сегодняшнего уровня питания, присущего высокоразвитым странам, необходимо увеличить удельное энергопотребление на 0,2 кВт (тепл,) X Хгод/чел. Эта дополнительная энергия потребуется для интенсивного производства пищевых продуктов [22]. Здесь укажем, что электрификация и механизация труда в сельском хозяйстве СССР обеспечили в девятой и десятой петилетках (1970——1980 гг.) такой рост производительности труда, который дал возможность получить весь прирост сельскохозяйственной продукции без дополнительного роста численности рабочих [25].

Материалы конференции ООН по проблемам воды показывают, что на повестке дня остро стоит вопрос снабжения человечества достаточным количеством пресной воды. Из общих запасов воды 1,4 X X 109 км3, имеющихся на планете, 97,3% приходится на долю океана и непригодных для использования источников. Из оставшихся 2,7%, определяющих запасы пресной воды, более 75% приходится на ледники, 〜 24,5°о — на подземные воды, расположенные на глубине до нескольких километров, и только 0,36% запасов воды легкодоступны для человека. Поэтому необходимо планировать дополнительный расход энергии [0,3 кВт (тепл.) • год/чел] для опреснения и разработки

Поправим на будущее кВт (тепл )♦「од/теп」Поправим на будущее кВт (тепл )♦「од/теп」10 нВт (тепл )-год/чел10 нВт (тепл )-год/чел20 нВт (тепл ) • год/чел.20 нВт (тепл ) • год/чел.++

Поправим на будущее кВт (тепл )♦「од/теп」

Поправим на будущее кВт (тепл )♦「од/теп」

10 нВт (тепл )-год/чел

10 нВт (тепл )-год/чел

20 нВт (тепл ) • год/чел.

20 нВт (тепл ) • год/чел.

+

+

Современное удельноеэнергопотребление в промыш-пенно развитых странах

производство стали,алюминия， магния- 0,1

сточные воды и обращение с отходами-0.5

электролитический водород-2 5

кондиционирование воздуха для городов-0,3

интенсивное производство пищевых продуктов-0,2

добыча и повторное использо - вание редких элементов-2.0

опреснение воды (454 лДень)- транспортировна воды в города- 0,1

чрезвычайные нужды-4,0

Рис. 1.9. Уровень стабилизации удельного энергопотребления (первичной энергии)

труднодоступных запасов пресной воды. Кроме того, считается, что необходимо увеличить удельное энергопотребление еще па 0,1 кВт (тепл.) ■ год/чел. для транспортировки опресненной воды к ее потребителям [221.

В настоящее время человек вносит в природную среду огромное количество производственных и бытовых отходов. В мире ежегодно добывается более 4 млрд, т нефти и природного газа, более 2 млрд. 丁 yi ля, почти 20 млрд, т горной массы в виде руды и сопровождающих горных пород. Только 1— 2% этих руд и горных пород перерабатывается в полезный, потребляемый продукт. Остальные 98— 99%, ио- лучив новые и во многом вредные физико-химические свойства, попадают в биосферу -- в воздух, в почву, в воду. Необходимо учитывать воздействие загрязнения биосферы на состояние здоровья людей сем)а~ пяшнего и последующих поколений. Проблема защиты окружающей среды от загрязнений стала такой же жизненно важной, как и задача обеспечения человечества продуктами питания. Расчеты показывают, что для предотвращения загрязнения биосферы необходимо увеличить удельное энергопотребление па 0,8 кВт (тепл.)・ год/чел. в среднем 122]. Эта энергия потребуется для очистки сточных вод, обращения с другими отходами 10,5 кВт (тепл.) • год/чел.] и на очистку воздуха 10,3 кВт (тепл.) • год/чел.].

В связи с проблемой защиты окружающей среды большие надежды связывают с перспективами широкого внедрения водорода в произ- 1юдство. В частности, использование его в качестве топлива для авто~ мобилей позволило бы значительно уменьшить загрязнение воздушного бассейна. Известно, что до 60% загрязнений возду!иного бассейна вызвано работой автомобильного транспорта, а водород является практически чистым видом топлива. Считается, что для производства водорода в будущем потребуется дополнительно увеличить удельное энергопотребление в среднем на 2,5 кВт (тепл.) ■ год/чел.

Суммируя изложенное, можно сделать следующий вывод: для сохранения высокого уровня жизни, присущего в настоящее время населению высокоразвитых стран, в будущем потребуется увеличить удельное энергопотребление до 10——20 кВт (тепл.) • год/чел. (рис. 1.9). На диаграмме, изображенной на рис. 1.9, к перечисленным слагаемым удельного энергопотребления добавлено еще одно слагаемое, равное 4 кВт (тепл.) • год/чел. Оно предусмотрено на преодоление потенциальных возможных затруднений, которые сегодня трудно предвидеть.

Удельное энергопотребление 20 кВт (тепл.) • год-чел. при расчете перспективной потребности в энергии в мире, по-видимомут следует признать на сегодня максимальной оценкой для уровня стабилизации потребления энергии. Этой точки зрения придерживается ряд советских исследователей [26]. : 1

Аналитические оценки предстоящего роста

энергопотребления *

Среди прогнозистов, работающих в различных областях науки и техники, существует такое понятие, как аналитический прогноз. К этому виду относят прогнозы, имеющие прежде всего теоретическое значение для более глубокого исследования рассматриваемых процессов и для выявления общих тенденций их развития. Аналитический прогноз не имеет прикладного значения, так как в его задачу не входит получение результатов для практических целей, связанных с планированием.

Именно к такому виду прогнозов относится, по мнению авторов, разработанный ими прогноз роста энергопотребления в мире и в СССР, в основу которого положены следующие предположения.

Распределение энергии на душу населения будет равномерным среди всех жителей земного шара.

Удельное энергопотребление в будущем стабилизируется и, по-видимому, не превысит 20 кВт (тепл.) • год/чел., чего вполне достаточно для обеспечения высокого уровня жизни населения.

Численность населения мира в конечном счете придет к стационарному состоянию (примерно 12 млрд. чел.). Эту точку зрения разделяет подавляющее большинство демографов мира 121, 27, 28].

На основе сделанных предположений строится модель роста потребления энергии в мире и в СССР. В дальнейшем эту модель будем

Таблица 1 3 Численность населения и удельное энергопотребление во всем мире и в СССР

Год

Численность населения* млрд, чел.

Удельное энергопотребление. кВт (тепл ) год/чел.

Весь мнр

СССР

Весь мнр

СССР

1960

2,924

0,216

1,40.

3,24

1965

3,285

0,232

，1,64

4,21

1970

3,Ь06

0,243

1,94

5,09

1975

3,946

0,255

2,08

6,3

Г а б j и ц а 1 4 Перспективы роста численности населения мира и СССР за период 1975—2125 гг. (прогноз ООН [30])

Год

Численность населения, млрд чел

Год

т1нслеипость населения, млрм чел

Весь мнр 1

С ССР

Весь мир 1

СССР

1980

4,374

0,266

2100

12,257

0,399

1990

5,280

0,294

2125

12,277

0,399

2000

6,407

0,391

называть гипотетической, имея в виду, что она исходит из предположений, которые хотя и являются обоснованными, но не могут бьпь строго доказаны во всех отношениях.

Следующий шаг, который необходимо сделать для построения модели, — это разработать ее динамику, т. е. описать, по каким законам с течением времени в гипотетической модели изменяются численность населения и удельное энергопотребление. Экспертные оценки предстоящего роста потребления энергии, которые предполагается выполнить с ее помощью, в значительной степени зависят не только от уровней стабилизации указанных величин, но и от того, когда и как это произойдет.

В рассматриваемой здесь гипотетической модели изменения удель^ пого энергопотребления и численности населения с течением времени заданы исходя из следующих соображений:

рост удельного энергопотребления в мире и СССР может быть описан так называемой логистической (насыщающей) функцией с двумя параметрами. Значения последних определяют подгонкой значений логистической функции к статистическим данным о росте энергопотребления в мире и СССР за 1950——1975 гг. (табл. 1.3) [29] (численные значения этих констант для мира и СССР оказываются после такой подгонки, конечно, различными);

1950 г 2000 г 2050 г 2100 г1950 г 2000 г 2050 г 2100 г『①丁 T^s -к^тф^эолг q-LOOHHeuonh『①丁 T^s -к^тф^эолг q-LOOHHeuonh1975 г 2000 г 2050 г 2100г215О「.1975 г 2000 г 2050 г 2100г215О「.Рис. 1,10. Прогноз роста численности населения в мире () и в СССРРис. 1,10. Прогноз роста численности населения в мире () и в СССР0 5 0 5 0 s。」(^ефн^ нт^-ф_лтф^юоаносо^^охп BOHqugHA0 5 0 5 0 s。」(^ефн^ нт^-ф_лтф^юоаносо^^охп BOHqugHA

1950 г 2000 г 2050 г 2100 г

1950 г 2000 г 2050 г 2100 г

『①丁 T^s -к^тф^эолг q-LOOHHeuonh

『①丁 T^s -к^тф^эолг q-LOOHHeuonh

1975 г 2000 г 2050 г 2100г215О「.

1975 г 2000 г 2050 г 2100г215О「.

Рис. 1,10. Прогноз роста численности населения в мире () и в СССР

Рис. 1,10. Прогноз роста численности населения в мире () и в СССР

0 5 0 5 0 s。」(^ефн^ нт^-ф_лтф^юоаносо^^охп BOHqugHA

0 5 0 5 0 s。」(^ефн^ нт^-ф_лтф^юоаносо^^охп BOHqugHA

Рис. 1.11. Рост удельного энергопотребления в мире () и в СССР

一.一)

рост численности населения в мире и СССР описывается до 2125 г, демографическим прогнозом ООН (табл. 1.4 и рис. 1.10), который был подготовлен для Всемирной конференции по народонаселению в Бухаресте (1974 г.) [30]. В соответствии с этим прогнозом численность населения стабилизируется к 2100 г. на уровне около 12 млрд. чел. для всего мира и примерно 400 млп. чел зля СССР Большинство демографов, в том числе и советские специалисты, считают этот прогноз научно обоснованным [211.

Результаты долгосрочных прогнозов потребления энергии в мире и СССР, выполненные с помощью гипотетической модели, представлены в табл, 1.5 и на рис. 1.11 и 1 12 для двух вариантов. В одном из них удельное энергопотребление стаблизируется на уровне 20 кВт (тепл ) - год/чел. В другом варианте такая стабилизация наступает при меньшем удельном энергопотреблении ——10 кВт (тепл.) ■ год/чел.

Напомним, что изложенная внше стратегия в области энергетики базировалась главным образом на соотношении, полученном из статистических данных (см. рис. 1.2 и 1 3) о прямой пропорциональной зависимости уровня экономического развития той или иной страны от количества энергии, потребляемой на душу населения в этой стране. Однако очевидно, что можно обеспечить растущее энергопотребление, оставляя уровень производства первичной энергии неизменным. Это можно осуществить как за счет повышения КПД преобразования и

Рис. 1.12. Прогноз потребности в первичной эггергии в мире:

Л 2 — 13 случае стабилизации удельного энергопотребления на уровне 20 и 10 кВт(тепл )Х Хгод/чел., кривые / н 2 соответствуют ежегодному приросту потребления после 1975 г., равному 5% (современные тенденции)

потребления энергии промышленных процессов, так и за счет экономии энергии.

Например, в СССР за 70-е годы достигнута значительная экономия

топлива в результате сокращения его удельного расхода на ТЭС, которые потребляют 21 % топливных ресурсов страны. За этот период на ТЭС Советского Союза снизили расход условного топлива с 413 до 340 г/ (кВт ■ ч), В результате потребление топлива ТЭС сократилось более чем на 0,0017 Q в год. Расход условного топлива на ТЭС СССР меньше, чем на электростанциях США [364 г/ (кВт • ч)] и ФРГ [366 г/ (кВт • ч)1.

Чтобы учесть возможные изменения в использовании энергии, связанные с ее экономией и с повышением К11Д, в рамках гипотетической модели был рассмотрен также вариант развития энергетики, в котором стабилизация удельного энергопотребления происходит на уровне 10 кВт (тепл.) • год/чел. С большей степенью надежности можно

утверждать, что уровень реальной стабилизации будет находиться в диапазоне от 10 до 20 кВт (тепл.) • год/чел.

Значительное внимание оценкам перспективной потребности в энергии на период до 2020 г. было уделено на X конференции МИРЭК. Эти оценки оказываются в хорошем согласии с данными, полученными по гипотетической модели (рис. 1.12). Что же касается прогноза после 2020 г,, полученного с помощью гипотетической модели, то его, по-

видимому, следует рассматривать лишь как ориентировочную оценку потребностей в энергии в 2020—2100 гг.

По мнению авторов, такой долгосрочный прогноз позволяет судить о масштабах предполагаемых потребностей в энергии н возможных источниках их удовлетворения с учетом запасов энергоресурсов в источниках. Это, в свою очередь, дает возможность оценить эффективность текущей политики в области энергетики, в частности различных мер по ограничению или поощрению разработки того или иного источника энергии. Именно для этих целей в дальнейшем использованы долгосрочные прогнозы потребности в энергии, рассчитанные с помощью гипотетической модели.

При разработке стратегии в области развития энергетики следует выделить несколько фаз. В простейшем случае, учитывая прогнозы энергопотребления (см. табл. 1.5, рис. 1.11 и 1.12), следует различать три фазы развития топливно-энергетического баланса мира: 1) ближ-

Таблица 1,5, Аналитическая оценка роста энергопотребления в мире и в СССР (гипотетическая модель)

Показатель

Ближняя фаза

Средняя фаза

Отдаленная фаза (N—число лет, прошедших после 2100 г.)

1975 г.

2000 г.

2020 г

2050 г

1 2100 г.

2100 r.+N

Численность насе- В мире

3,946

6,407

8,800

11,081

12,257

12,257

ления, млрд. чел.В СССР

0,255

0,321

0,361

0,391

0,399

0,399

Удельное энергопот- r МНПр*

2,1

4,0

6,5

7,9

9,6

10

ребление, кВт

2, 1

4,2

力

11,3

17.2

20

(тепл )•год/чел.

6,3

9,3

9.8

10

10

10

В СССР

оТз

ю

Т775

20,0

20 •

Годовое энергопот- r МИр₽

0,25

0,76

0,5

2,6

3,5

3,6

ребление населением,г

6,25

0,82

1 ,8

d,9

6,4

7,3

Q/год

0,05

0,09

0,11

0.12

0,12

0, 12

В СССР

0,05

0,12

0,18

0,23

0,24

0,24

Интегральное пот- r мнП(а

0,25

11,7

34,2

97,9

257, 1

25 7, 1 ；-3.6

ребление энергии па-

0,25

12.1

37,5

122,3

388,6

388,6 - 7,3

селением (с 1975 г.

до соответствующего п 「「「р

0,05

1,7

3,7

7,1

13,0

13+0,12

года), Q

0,05

2,1

3,2

11,5

23.2

23,2-7-0.2)

* Верхние цифры соответстпуют варианту

>ровне 10 (т, с. с учетом экономии), а нижние

стабили^ацин удельного энергопотребления на —20 кВт (тепл ) гсд/чел.

няя фаза, относящаяся к периоду времени до 2000 г.; 2) средняя фаза -— от 2000 г. и до момента стабилизации энергопотребления (т. е. до 2100 г.)； 3) отдаленная фаза, относящаяся к периоду стабилизации энергетических потребностей (2100 г. и далее).

В ближней фазе стратегия в области энергетики должна исходить из положения о том, что энергопотребность в этот период может быть покрыта только за счет энергоисточников, широкая эксплуатация которых возможна и экономически оправдана при существующем уровне развития науки и техники. К таким энергоисточникам в настоящее время относятся энергетика на органическом топливе, гидроэнергетика и ядерная энергетика, использующая реакторы на тепловых нейтронах. В соответствии с расчетами по гипотетической модели (см. табл. 1.5) интегральные мировые потребности в энергии до 2000 г. составят около 12 Q, а ее производство к концу ближней фазы —— в 2000 г. — может достигнуть 0,8 Q/год,

Выбор временного диапазона для этой фазы (до 2000 г.) объясняется следующими причинами. Программы по разработке новых энергоисточников обладают большой инерционностью. Например, специалисты-энергетики США, сравнивая проблему разработки альтернативных источников энергии с реализацией программы Apollo, которая

потребовала колоссальных усилий и капиталовложений и заняла 12 лет, приходят к выводу, что первая проблема несравненно труднее. С учетом различных ограничений и необходимости решения серьезных задач технического и социально-экономического плана программы по разработке новых источников энергии потребуют гораздо больше средств и времени ——по-видимому, от 15 до 20 лет. Именно этот интервал времени и определяет первую фазу развития энергетики. В течение зтого временн возможно сооружение небольшого количества полномасштабных промышленных установок по производству энергии с помощью альтернативных энергоисточников, основанных на использовании энергии Солнца, ядерного синтеза и др. Однако трудно надеяться, что за этот же срок их доля в энергобалансе станет сколько-нибудь существенной.

Время, необходимое для внедрения альтернативных энергоисточников в топливно-энергетический баланс, определяет начало средней фазы развнтня энергетики. С этого момента можно будет ускорить строительство установок по производству энергии с помощью новых энергоисточников н приступить к их широкому использованию. Альтернативными источниками энергии могут быть ядерная энергетика с реакторами на быстрых нейтронах, термоядерная энергетика и энергетика с использованием возобновляемых энергоресурсов (солнечная энергия, знергня ветра, морских приливов и отливов, морских и скеапских волн, тепла морей и океанов, геотермальная энергия). В течение этой фазы развития энергетики необходимо оптимизировать тогмивно-энергетический баланс, учитывая факторы социально-экономического характера, наличие ресурсов того или иного энергоисточника и его воздействия на окружающую среду. Средняя фаза должна быть использована для безболезненного плавного перехода к отдаленной фазе развития энергетики. В соответствии с расчетами по гипотетической модели (см. табл. 1.5) к моменту завершения этой фазы необходимо израсходовать интегрально (в 1975—2100 гг.) от 260 до 390 Q энергии в зависимости от уровня стабилизации удельного энергопотребления, а годовое энергопотребление к 2100 г. соответственно возрастет до (3,5—6,4) Q/год.

Основными характеристиками отдаленной фазы развития энергетики могут быть следующие:

идентифицированы пределы и ограничения глобального использования энергии, т. е. определен фактический уровень стабилизации удельного энергопотребления [в диапазоне от 10 до 20 кВт

(тепл.) - год/чел.], установлены допустимые пределы безопасного воздействия энергетики на окружающую среду, учтены социально-экономические факторы и т. д.;

происходит стабилизация ежегодных мировых энергопотребностей па уровне, соответствующем идентифицированным пределам и ограничениям; согласно гигготетической мод ел и (см. табл. 1.5) такой уровень стабилизации ограничен диапазоном от 3,6 до 7,3 Q/год:

оптимизирован топливно-энергетический баланс мира, т. е. осуществлены и вовлечены в энергобаланс один или несколько из немногих существующих вариантов крупномасштабного снабжения энергией. В соответствии с расчетами (см. табл. 1.5) понятие крупномасттаб- пого снабжения энергией означает возможность производства нескольких единиц Q в год (до 8 Q/год) на протяжении тысячи лет.

Конечно, приведенные выше сроки начала той или иной фазы являются лишь ориентировочными; так, для технически развитых стран отдаленная фаза наступит раньше, чем для мира в целом (например, для СССР ■— примерно в 2050 г). Таким образом, при поэтапном подходе основной упор делается на качественные характеристики и масштабы развития энергетики на этих этапах, а не на конкретные даты наступления той или иной фазы.

В следующих параграфах этой главы рассмотрены различные виды источников энергии, оценены их ресурсы, степень воздействия на окружающую среду и сделана попытка определить их возможную долю в топливно-энергетическом балансе на разных фазах развития энергетики. -

1*4. Энергетика на органическом топливе и перспективы ее развития

Основной источник энергии на современном этапе развития энергетики—органическое топливо: доля энергетики на органическом топливе в топливно-энергетическом балансе планеты составляет более 90%. Сравнивая запасы органического топлива (табл. 1.5) с мировыми потребностями в энергии, оцененными с помощью гипотетической модели, нетрудно сделать вывод, что исчерпание органических источников энергии произойдет задолго до стабилизации энергопотребления (рис. 1.13 н табл. 1.6). Из рис. 1.13 видно, что даже если ориентироваться на геологические ресурсы топлива, равные примерно 355 Q, то и в этом случае они будут исчерпаны примерно через 100 лет. Отсюда со всей очевидностью следует очень важный вывод о небольших потенциальных возможностях энергетики на органическом топливе» если исходить из предполагаемых энергопотребностей на долгосрочную перспективу. Из-за ограниченности ресурсов энергетика на органическом топливе не может быть отнесена к крупномасштабным источникам энергии, способным на протяжении столетий производить энергию порядка нескольких Q в год. Такая энергетика позволяет покрыть потребности обш,ества лишь на ближайшей фазе развития н ? 3心！外2

Рис. 1.13. Сроки исчерпания мировых запасов органического топлива (нефть, природный газ, уголь):/—3 — стабилизация удельного энергопотребления на уровне 20 кВт(тепл ) год/чел , 4—6 — на уровне 10 кВт(тепл ) - год/чел , 2, 5 — рост ежегодного потреблелия органического топлива, 1, 4—исчерпание доказанных запасов органического топлива, 3, 6 — исчерпание геологических ресурсов (точки пересечения кривых указывают сроки исчерпания запасов топлива)Рис. 1.13. Сроки исчерпания мировых запасов органического топлива (нефть, природный газ, уголь):/—3 — стабилизация удельного энергопотребления на уровне 20 кВт(тепл ) год/чел , 4—6 — на уровне 10 кВт(тепл ) - год/чел , 2, 5 — рост ежегодного потреблелия органического топлива, 1, 4—исчерпание доказанных запасов органического топлива, 3, 6 — исчерпание геологических ресурсов (точки пересечения кривых указывают сроки исчерпания запасов топлива)^ е^ ефохт^яф хохофтхьфиафхго—охшхесон ffi fflosxzrorox Ks^фохт^яф хохофтхьфиафхго—охшхесон ffi fflosxzrorox Ks^

Рис. 1.13. Сроки исчерпания мировых запасов органического топлива (нефть, природный газ, уголь):

/—3 — стабилизация удельного энергопотребления на уровне 20 кВт(тепл ) год/чел , 4—6 — на уровне 10 кВт(тепл ) - год/чел , 2, 5 — рост ежегодного потреблелия органического топлива, 1, 4—исчерпание доказанных запасов органического топлива, 3, 6 — исчерпание геологических ресурсов (точки пересечения кривых указывают сроки исчерпания запасов топлива)

Рис. 1.13. Сроки исчерпания мировых запасов органического топлива (нефть, природный газ, уголь):

/—3 — стабилизация удельного энергопотребления на уровне 20 кВт(тепл ) год/чел , 4—6 — на уровне 10 кВт(тепл ) - год/чел , 2, 5 — рост ежегодного потреблелия органического топлива, 1, 4—исчерпание доказанных запасов органического топлива, 3, 6 — исчерпание геологических ресурсов (точки пересечения кривых указывают сроки исчерпания запасов топлива)

^ е

^ е

фохт^яф хохофтхьфиафхго—охшхесон ffi fflosxzrorox Ks^

фохт^яф хохофтхьфиафхго—охшхесон ffi fflosxzrorox Ks^

Рис. 1.14. Доля различных источников энергии в тонлнвно энергетическом балансе СССР (/) и США (2):.

—уголь; • — нефть; X — газ, О — ядерная энергия

обеспечить на средней фазе плавный, безболезненный переход к альтернативным источникам, способным обеспечить энергопотребпости в отдаленной фазе.

Ограниченность запасов органического топлива*——главная причина наблюдающейся сегодня резкой переориентации мирового топливно-энергетического баланса. На рис. 1.14 показаны структура топливно-энергетического баланса крупнейших стран — потребителей энергии (СССР и США) и ее изменение с течением времени [31]. Видно, что с конца XIX в. начинается абсолютный и относительный рост потреблений нефти и природного газа. Одновременно снижается доля угля, несмотря на абсолютный рост его потребления. Аналогичные тенденции присущи изменениям структуры мирового топливно-энергетического баланса. К 1980 г. доля нефти и газа достигла 62,2% общего потребления вместо 8,1% в 1920 г. Доля угля за этот же период снизилась с 62,5 до 29,4% 132]. Такое изменение структуры топливноэнергетического баланса объясняется прежде всего быстрым развитием в этот период авиации и автомобильного транспорта? оснащенные

I а б л и ц а 1 6 Мировые ресурсы и запасы органического топлива в единицах Q (оценка 1979 г. экспертов МИРЭК X [31])

[Внд органического топлива

Геологические ресурсы органического топлива***

Запасы органического топлива (доказанные)

Уголь

281,2

17,8

«Обычная》 нефть (включая конденсат-

27,6

3,8

нне жидкости)*

«Необычная» нефть**

44,8

—-

Природный газ

10,0

2,31

Всего363,623,9

* К месторождениям «обычной» нефти отнесены месторождения, которые можно разве- 【ынать н разруба 1ывать при современных техлико экономических условиях (на суше без полярных районов на глубине до 200 м и в акваториях с глубиной моря также до 200 м).

举* Месторождения «ксобычнои» нефти связывают с мссторождеинями, которьге будут открыты в полярных или других труднодоступных ранонах на континентах и в глубоководных акваториях (с глубиной моря более 2UU м), а также с месторождениями нефтеносных сланцев н битуминозных песков Разведка и разработка такнх месторождений потребуют новых техиоло! ий, пока что развнваюш,ихся н невыгодных сегодня

*** Считается, что извлекаемая часть геологических ресурсов составит для угля 6%, для нефти 40%

двигателями внутреннего сгорания, для работы которых необходимо жидкое и газообразное юпливо. Кроме того, важное значение приобрело то обстоятельство, что сжигание нефти (мазута) и особенно природного газа вызывает значительно меньшее загрязнение воздуха, чем сжигание твердого органического топлива (уголь, сланцы). Наконец, для жидкого и газообразного топлива легче решаются вопросы грапспортировки и загрузки в котлы.

Однако в последние годы началось изменение структуры тогктивно- энергетического баланса как в отдельных странах (см. рис. 1.14), так и во всем мире в целом. Причина такого изменения — быстрое истощение запасов органического топлива, в первую очередь запасов нефти и природного газа. Строительство ТЭС, работающих на мазуте и газе, в ряде стран уже прекращено.

По данным экспертов МИРЭК X [32J доля нефти и природного газа с 62,2% в современном топливно-энергетическом балансе мира к 2020 г. снизится до 20%. Мировая добыча нефти достигнет пика примерно в 1995 г., а природного газа——через несколько лет после этого. В начале XXI в. добыча нефти и природного газа начнет сокращаться и эти виды органического топлива будут использоваться главным образом в качестве сырья для нефтехимической промышленности и, возможно» для производства топлива для транспорта.

В отличие от нефти и^природного газа доля угля в топливно-энергетическом балансе еще. длительное время не будет изменяться и к 2020 г., очевидно, останется на сегодняшнем уровне (〜 30%).

Рис. 1 15 Сроки исчерпания разведан ных запасов угля в СССР

/, 2 — стабилизация удельного энергопотреб ления на уровне 20 кВт (тепл ) год/чел , 34 — на уровне 10 нВт (тепл ) год/чел

/ 3 — остаток разведанных запасов угля 24 — рост ежегодного потреблс 1ия угля

(точк -1 пересечения кривых / н 2 3 к 4 ука зывают сроки исчерпания запасов) В р/сче тах предполагается чти угпль покрывает 100% потребностей в энергии

Ожидается, что мировая добыча угля возрастет к 2020 г в 4—6 раз 141. Аналогичная тенденция намечается и по отдельным странам Увеличение добычи угля предусматривается и в Советском Союзе [251

Такое широкое использование угля объясняется наличием относительно крупных его запасов (табл. 1 6) Однако имеются и ограничивающие факторы неравномерное географическое распределениезапа- сов угля, большие капиталевложе- ния и затраты времени на освоение новых месторождений, а также проблемы защиты окружающей

среды

Известно, что СССР располагает уникальными месторождениями угля Нанрнмер, Канско-Ачинское месторождение содержит запасы угля, равные в энергетическом эквиваленте примерно 2 Q На рис. 1 15 приведены данные о разведанных запасах угля в СССР и сроках их исчерпания, при этом в расчете предполагается, что в топливно- энергел ическом балансе в качестве энергоисточника используется только угольное топливо Но ресурсы топлива в СССР на 80% сосредоточены в Сибири и Средней Азии, а потребление их в таком же примерно процентном отношении происходит в европейской части страны [25L Поэтому для Советского Союза, имеющего огромную территорию, в топ- ливио энергетическом балансе необходимо учитывать транспортировку энергоресурсов Так, перевозки органического топлива по железным дорогам составляют приблизительно 40% общего тоннажа перевозок. Ежегодно из Сибири за Уральский хребет перебрасывается около 100 млн т угля, т е около 15% всего добываемого в СССР Поэтому транспортировка топлива из Сибири и Средней Азии на огромные расстояния в европейскую часть страны является одним из сдерживающих факторов широкого использования угля в СССР Другой недостаток углей из некоторых перспективных месторождений (например, Экибастузского) — большое содержание в них золы, сернистых соединений и других нежелательных компонентов. К этому следуетдоба-

вить, что, например, в США затраты на установки для очистки дымовых газов от серы составляют 12—15% общей стоимости угольных ТЭС В Японии затраты на природозащитные сооружения, установленные на ТЭС, достигают 24—25% общих расходов на строительство ТЭС 1331.

Таким образом, возможность использования угля в качестве основного источника энергии на ближней и средней фазах развития энергетики ограничена в большей степени не его потенциальными запасами, а соображениями технико-экономического характера, а также возможными последствиями воздействия продуктов сгорания угля на окружающую среду и здоровье человека, которые подробно рассмотрены в гл. 13.

В силу указанных выше причин по оценке экспертов МИРЭКХ к 2020 г. органическое топлнво сможет удовлетворить около половины мировых энергопотребпостей. Остальную половину энергопотребностей необходимо обеспечить за счет развития других источников энергии. Аналогичная задача стоит и перед энергетикой СССР при решении проблемы обеспечения энергопотребностей для европейской части пашей страны.

Рассмотрим другие источники энергии, альтернативные органическому топливу, которые существуют в настоящее время или могут быть введены в эксплуатацию до 2020 г.

Возобновляемые источники энергии и их ресурсы 丨

Возобновляемыми источниками энергии являются энер! ия рек, морских приливов и отливов, солнечного излучения, ветра, морских и океанских волн, тепла морей и океанов, тепла недр Земли (геотермальная энергия).

В настоящее время из этих источников энергии только гидроэнергоресурсы принимают во внимание при разработке топливноэнергетического баланса Однако за счет гидроэнергоресурсов производится незначительная часть всей энергии в мире (〜 6,0%), остальные возобновляемые ресурсы не играют заметной роли в современном топливно-энергетическом балансе. Для оценки потенциальных возможностей возобновляемых источников энергии целесообразно принять величину, определяющую потребность в энергоресурсах на 2020 г. Прогноз роста энергопотребления на этот период разработан с достаточно большой степенью достоверности. Согласно документам МИРЭКХ потребность в энергии на 2020 г. даже по самой консервативной оценке составит ^ 1 Q/год [321. Отметим, что аналогичный результат следует из прогноза, полученного нами выше с помощью гипотетической модели.

Как уже указывалось, в 2020 г. приблизительно 50% энергопотребности можно будет обеспечить за счет сжигания органического топлива. Следовательно, для полного удовлетворения энергопотребности

Т а б л л ц a L7. Экономический потенциал гидроэнергоресурсов всего мира и отдельных стран, коэффициент использования гидроресурсов

Страна

Экономический потенциал, Q/го口

Коэффициент использования, %

Страна

Экономический потея- цнал, Q/год

Коэффициент нспользива- ния, %

Весь мир СССР США Бразилия

0,0341 0,0037 0,0023 0,0022

13

14,5* i

39,5** 1

Канада Япония Франция Норвегия

0,0007 0,00044

0,0003 0,00036

74,0**

70,0**

37,0**

* На начало [978 г.

** На начало 1974 г.

в 2020 г. необходимо освоить к этому времени дополнительный источ^ ник энергии мощностью не менее 0,ь Q/год.

Мировые потенциальные (валовые) гидроэнергоресурсы соответствуют производству энергии 0,1 Q в год 114, 34]. Но многим причинам они могут быть использованы лишь частично. Технический (пригодный к использованию) потенциал гидроэнергоресурсов составляет 0,33——0、65 валового. Еще ниже экономический потенциал, т. е. экономически выгодный для использования при современном состоянии техники получения гидроэнергии по сравнению с другими видами энергии. Мировой экономический потенциал гидроэнергии составляет приблизительно 0,03 Q в год 134」. Таким образом, даже при их полном использовании за счет энергии рек можно было бы удовлетворить только 12% фактического потребления энергии в мире в 1975 г. и лишь 3% ожидаемой потребности в 2020 г.

Следует также добавить, что гидроэнергетика существенно влияет на экологическую обстановку в районе расположения гидроэлектростанции (ГЭС). Чтобы избавиться от сезонной неравномерности поверхностного стока воды в реке, выше ГЭС сооружают водохранилища огромной емкости. Например, водохранилище Куйбышевской ГЭС имеет объем 58 млрд. м{ американское Лей к-Мид (ГЭС «Боулдер») —43,7 млрд, м3, Рыбинское ——объем 25 млрд, м3 и поверхность 4600 км?. для создания таких водохранилищ порой требуется затопить огромные территории, занятые сельскохозяйственными угодьями, лесными массивами, населенными пунктами, производственными предприятиями и т. д. Наиболее остро стоит вопрос о мелководных зонах водохранилищ, которые осушаются при сработке запаса воды. В результате водоросли, разрастающиеся на мелководье летом, при осушке отмирают, загрязняя водохранилище гниющей массой. Мелководные зоны занимают огромные площади, например на Куйбышевском водохранилище — 17 тыс. км2 (около 40% всей его площади). Как правило, неблагоприятные последствия, связанные с загрязнением водохранилища гниющей растительностью, можно устранить лишь

частично. Помимо этого, при сооружении защитных устройств (например, дамб, отсекающих мелководье от основного водохранилища) ' ильно удорожается строительство* Так, защитные сооружения на Че- иоксарской ГЭС, причем примененные лишь частично, оказались вдвое дороже самой электростанции [36]. Кроме того, застойность воды в водохранилище, особенно на мелководьях, снижает способность рек к самоочищению и вызывает усиленное развитие водной растительности, главным образом ее низших форм («цветение» воды). Такие экологические последствия проявляются с особой остротой для ГЭС, построенных па равнинных реках. В этом случае размеры водохранилищ (поверхность затопления на единицу годовой выработки электроэнергии) * десятки и даже сотни раз выше, чем для ГЭС, расположенных на горных реках.

Таблица 1.7 дает представление об экономических потенциалах гидроэнергии в некоторых странах, обладающих наибольшими ее ресурсами [14, 25, 34].

Добавим, что для Европы в целом коэффициент использования гидроресурсов рек составляет около 40%.

На первом месте в мире по запасам гидроэнергии стоит СССР (исключая КНР, по которой точных данных нет). Всего в нашей стране взято на учет и обследовано более 4400 крупных, средних и малых рек, валовые гидроресурсы которых оценены равными 0,01 Q в год. Эти запасы гидроэнергии расположены по территории СССР крайне неравномерно. Более 82% из них сосредоточены в Сибири, на Дальнем Востоке и в Средней Азии. В европейской части страны потенциальные ресурсы гидроэнергии составляют 0,002 Q в год.

Технический потенциал гидроэнергоресурсов СССР оценивается примерно в 0,007 Q в год, а экономический ——0,004 Q в год. На долю нашей страны приходится около 12% гидроэнергетического экономического потенциала мира, и имеется большой неиспользованный ресурс гидроэнергии:〜0,003 Q в год. Все это, конечно, следует учитывать при составлении перспективных планов развития топливноэнергетической базы СССР. Одлако надо иметь в виду, что даже при полном использовании гидроэнергетических ресурсов невозможно будет покрыть все эпергопотребности страны в будущем. Так, в 1975 г. в СССР энергопотребление составило 0,05 Q. В то же время даже при полном использовании рек в СССР можно было бы получить только 20% этой энергии, если исходить из потенциальных ресурсов, и только 7%, если исходить из экономического потенциала гидроресурсов СССР. К этому следует добавить, что в европейской части страны с наиболее напряженным топливным балансом использование гидроэнергетических ресурсов достигло 40%, а их экономический потенциал практически исчерпан.

l Итак, гидроэнергетические ресурсы мира ограничены и даже при полном их использовании невозможно будет удовлетворить будущие потребности в энергии. В мировом топливно-энергетическом балансе гидроэнергетика может играть только вспомогательную роль. По не-

которым прогнозам [37] доля гидроэнергетики в мировом производстве электроэнергии к 2000 г. возрастет в 2 раза. Большая часть новых ГЭС будет построена в развивающихся странах, на долю которых приходится в общей сложности 44% мировых гидроэнергоресурсов. С учетом экологического воздействия гидроэлектростанций на гидросферу они будут строиться, гю-видимому, в основном в горных или сильно всхолмленных районах.

К гидроэнергии следует отнести также и энергию морских приливов, обусловленных кинетической энергией вращения Земли и потенциальной энергией взаимодействия в системе Земля ——Луна ——Солнце. Серьезные препятствием на пути использования энергии приливов и отливов является их суточна>г и месячная неравномерность, которая ведет к переметгной мощности приливной электростанции (ПЭС) и перерывам ес работы. Наиболее полно проблема использования энергии приливов разработана во Франции. Здесь, в Сен-Мало, построена первая в мире экспериментальная ПЭС мощностью 9 МВт, в 1967 г. в устье р. Ла-Ранс введена в эксплуатацию первая в мире промышленная ПЭС Рапс мощностью 240 МВт (эл.) [34]. Проекты ПЭС имеются в Великобритании, США, Аргентине, но они пока не осуществлены. В СССР действует опытная Кислогубская ПЭС на Кольском полуострове.

Технический потенциал морских приливов оценивается всего лишь в 0,014 Q в год [34]. Другими словами, в 2020 г. за счет энергии приливов можно удовлетворить не более 2% мировых энергопотребностей. Таким образом, и этот источник энергии может представлять только региотгальньгй интерес, поскольку не обладает мощностями, необходимыми для создания крупномасштабной энергетики (несколько Q в ГОД).

В последнее время во многих странах мира большое внимание уделяют проблеме использования солнечной знергин. Это объясняется тем, что ресурсы солнечной энергии как энергоисточника огромны и практически неисчерпаемы.

Интенсивность солнечного излучения над атмосферой составляет в среднем над всеми зонами земного шара 340 Вт/м2 в сутки. Приблизительно 28% этой энергии отражается атмосферой и возвращается в космическое пространство, около 25% поглощается и превращается в тепло в атмосфере, а 47% достигает поверхности земного шара. Таким образом, средняя интенсивность солнечного 1гзлучения на поверхности Земли составляет 160 Вт/м2, что соответствует тепловому потоку 2000 Q в год [38]. К сожалетшю, пока не видно, какими путями эти огромные потенциальные ресурсы можно реализовать в больших количествах. Солнечное излучение обладает рядом принципиальных особенностей, которые более жестко ограничивают мощность глобальной солнечной энергетики, чем количество солнечной энергии, поступающей на поверхность земного шара.

Одним из наиболее важных препятствий для глобального использования солнечной энергии является низкая интенсивность солнеч-

рис. 1,16. Схема солнечной тепловой электростанции «пиковой» мощностью 2 МВт (эл.), проект которой разработан во Франции [39]

ного излучения даже при наилучших атмосферных условиях. Например, на экваторе интенсивность солнечного излучения в среднем за сутки составляет около 250 Вт/м2 (при максимальном ее значении около полудня 1000 Вт/м"). В то же время в современных парогенераторах на ТЭС тепловой поток значительно выше и составляет 105 — 106 Вт/м2. Отсюда видно, что главная проблема^солнечной энергетики, по крайней мере, если говорить о ее крупномасштабном использовании, — это разработка методов концентрирования солнечной энергии, т. е. повышение ее интенсивности в сотни раз еще до того, как она превратится в тепло. На рис. 1.16 показан типичный проект солнечной тепловой электростанции (СТЭС). Она представляет собой площадку, на которой расположены ряды гелиостатов (зеркальных модулей), «от-

Таблица 1.8. Земельные площади, необходимые для размещения СТЭС мощностью 1 ГВт (эл.) в зависимости от се местоположении и КПД

Местоположение

Среднесуточная интенсивность солнечного излуче- ння, Вт/м*

Площадь под СТЭС. км'

КПД преобразов ан ня солнечной энергия» %

40

10

Экватор

250п

16

25*

67

10

Средняя полоса европеЙ-

ской части СССР

A3U—

27

25

Макснмальный (теоретически достижимый) КПД СТЭС с гелиостатами.

слеживающих» положение Солнца и отражающих его лучи. В центре площадки находится башня с коллектором солнечной энергии (система теплообменников с протекающим через них теплоносителем), С помощью гелиостатов солнечная энергия фокусируется на коллектор и нагревает теплоноситель (воду или какую-либо низкокипящую жидкость). Дальнейшая передача тепла от коллектора к электрогенератору происходит по той же схеме, которая используется на обычной ТЭС. Единственное отличие сводится к тому, что в эту схему на СТЭС, как правило, вводят еще и накопитель энергии (хранилище пара). Отсюда насыщенный (или дополнительно перегретый) пар подается на турбогенераторную установку СТЭС.

Практическая реализация этого способа концентрирования солнечной энергии, который с учетом современного состояния инженерных разработок представляется наиболее приемлемым, требует отчуждения огромных земельных площадей (табл. 1.8) для'размещения гелиостатов из-за низкой интенсивности солнечного излучения. Если предположить, что в отдаленной перспективе (например, в период стабилизации энергопотребления) хотя бы половина мирового энергопотребления (от 1,5 до 4 Q) будет обеспечиваться за счет солнечной энергетики, то под СТЭС придется отвести'земельные площади, равные нескольким миллионам1 квадратных( километров, что сопоставимо с общей площадью используемых ныне пахотных земель (около 13 млн. км3). К этому надо добавить еще и земли, которые потребуется отвести под различные промышленные предприятия, изготовляющие материалы для строительства и эксплуатации СТЭС, а также транспортные магистрали для перевозки этих материалов. При этом надо иметь в виду, что солнечная энергетика относится к материалоемким видам производства энергии [401. Это видно из рис, L17 и табл. 1.9, где приведены

юоо Ь-

=3 丁 Esluqusluodl。qluoHWBOqAdl

юооо

1000

•wmHm^A°onp、d ① len 081。①丁 nuo 工

шохтафго nMBdo5

—— HM-JdsHeBESOU 匚①一

— кн^-^фхт HEHOBhMdlHBUeolos —SSZOHOSOC KSZO^EOHO Huq — таанфт к^^^фхф

— HH」d工 eod-L 工 aueodHM」 — ев」三q工VQdndu I№eB 工 dsua

qlG工

I qno」A

Солнечнаяэнергия

Рис, 1.17, Количества материалов (□) и человеко-часов (.), которые требуются па выработку 1 МВт (эл) год с помощью разных источников энергии [40]

оценки годового расхода материалов в топливном цикле солнечной энергетики в зависимости от ее мощности.

Поскольку общественная стоимость земли постоянно возрастает, а в некоторых регионах ощущается земельный дефицит, можно утвер-

Таблица 1.9 Расход материалов в топливно-энергетическом цикле при условии, что топливно-энергетический баланс мира покрывается только за счет солнечной энергетики

Фаза развития энергетики

Год

Ежегодная энергопотребность, ГВт (эл ) ■ГJД*

Ежегодный расход материалов, млрд т* *

Ближняя (до 2000 г.)

2000

10 238/10 936

2,0/2,2

Средняя (2000-—2100 гг.)

2020

20 352/24 190

4,"4,8

Отдаленная (после 2100 г.)

2100

48 903/98 056

9,8/19,6

* Преи поз в соот встствии с гипотетической моделью (см таб.ч I 5) При атом примято, что I ГВ г (тсп.п ) год соответствует 0 4 ГВт (эл ) - год Значения запиелшыс через косую, соответствуют уровню стабилизации эмсргопотрсбности 10 и 2D кВт (тспл ) г(1л/чел

** В соответствии с рис I 17 принято, что расход материалов на производство I ГВт (зп ) юд энергии составляет 2 I05 т

ждать, что проблема использования земли препятствует развитию солнечной энергетики в качестве крупномасштабного источника энергии мощностью несколько Q в год.

Некоторые специалисты утверждают, что проблема земельных ресурсов для солнечной энергетики может быть решена, если отвести под СТЭС огромные зоны пустынь или разместить их в космическом пространстве. Ошибочность этого утверждения заключается в том, что во внимание принимается только конечная стадия энергетического цикла и игнорируются все пред!иествующие —— добыча сырья, его обо- I ащелие, получение материалов, изготовление коллекторов и другой аппаратуры, необходимой д^я солнечной энергетики Рудники и промышленные предприятия, соответсгвующие этим стадиям, должны находиться в традиционных горнодобывающих и промышленных районах. Эти предприятия из-за большой материалоемкости солнечной энергетики требуют, как уже указывалось, отчуждения значительных земельных площадей.

К сказанному необходимо добавить, что использование солнечной энер! ии сопряжено с большими затратами времени н людских ресурсов, необходимых дчя строительства СТЭС и других предприятий этого топливного цикла (рис 1 17). Например, для нроизводслва 1 МВт (эл.) - год эти затратгя в солнечной энергетике но современным представлениям составят около 10 00040 000 чел-ч, а в традиционной энергетике на органическом топливе ——200—500 чел-ч.

Широко бытучощее утверждение об экологической «чистоте» солнечной энергетики справедливо лить, если иметь в виду только конечную стадию — эпергопроизводящую станцию. Весь же солнечный энергетический комплекс, включающий добычу сырья, его последующее обогащение и изготовление конструкционных материалов, передачу энергии на Землю, если станция расположена в Космосе, требует еще тщательного рассмотрения с экологической точки зрения.

Естественно, все и ри веде) ныэ рассуждения не исключают чрезвычайно важных региональных возможностей использования солнечной энергии Очень внимательного отношения требуют также исследования биохимических схем преобразования солнечной энергии. Большой )6ъем работ выполнен по применению солнечной энергии для отопления и охлаждения зданий. В этом случае нет необходимости в дорогостоящих гелиостатах, предназначенных для концентрации солнечной энергии. Работа таких энергоустановок основана на непосредственном поглощении солнечной энергии теплоносителем, циркулирующим но системам коллектора В простейшем случае коллектор представляет систему труб, созданную из материалов, хорошо поглощающих солнечное излучение. В таких солнечных энергоустановках температура теплоносителя невелика и не превышает 76° С, но этого вполне доста- Iочно для отопления и горячего водоснабжения школ, фабрик, больниц, жилых домов, для бытовых нужд и т. н. Широкое применение солнечной энергии для таких целей не требует решения фундаментальных технических и экономических проблем. В настоящее время уже имеются определенные достижения в этой области. В Туркменской и Узбекской ССР сооружены солнечные установки для опреснения минерализованных грунтовых вод для водоснабжения пастбищ. В Туркмении сооружен экспериментальный трехэтажный дом с солнечным кондиционером. Экспериментальный дом с системой отопления построен в Узбекской ССР. Разрабатываются проекты солнечных сушильных установок, теплиц, холодильников и т. п. В СССР использование солнечной энергии для целей теплоснабжения и горячего водоснабжения представляется целесообразным в Средней Азии, Казахстане, Закавказье, Северном Кавказе, Крь【му, Молдавии, Южной Украине и Нижнем Поволжье, где проживает более 100 млн. чел. Благодаря системам солнечного отопления можно в перспективе обеспечить экономию до 30—50% топлива, расходуемого на теплоснабжение в южных районах СССР. В более северных районах возможна экономия 15—30% топлива.

Большой объем работ по применению солнечной энергии для отопления и охлаждения зданий выполнен в США, ФРГ, Японии, Австралии и ряде других стран.

Широкое использование таких низкотемпературных солнечных энергоустановок будет способствовать существенной экономии топлива. Но низкотемпературные солнечные энергоустановки едва ли удастся освоить до 2000 г. настолько, чтобы их вцлад в экономию энергии в мировом масштабе был существен, хотя в отдельных регионах он может быть значительным. По-видимому, это положение изменится в начале XXI в. На этой фазе низкотемпературные солнечные энергоустановки смогут служить дополнительным источником энергии, что даст возможность осуществить более плавный и безболезненный переход к отдаленной фазе развития энергетики.

Кроме непосредственного использования солнечной энергии для выработки электроэнергии и тепла для обогрева помещений большое

внимание привлекает проблема практического использования солнечной энергии, аккумулированной в атмосфере Земли (энергия ветра) и водах Мирового океана (энергия морских волн, перепад температуры между поверхностными и глубинными слоями).

По оценкам потенциальная энергия ветрового ресурса для всего мира составляет 1,56 Q в год [34]. Однако во многих районах Землн из-за небольших скоростей ветра и непостоянного характера его действия (скорости и направления) можно использовать лишь небольшую часть общей ветровой энергии. Технический потенциал этой энергии для мира в целом составляет 0,04 Q 114]. Строительство ветроэнергетических установок усложняется необходимостью изготовления лопастей ветродвигате^тя больших размеров (из-за малой плотности воздуха) и сооружения высоких башен, на которых монтируются ветровые колеса. Так, согласно проекту ветроэнергетической установки мощностью 2—3 МВт, разработанному в ФРГ [42], диаметр ее ветрового колеса будет составлять 100 м. По отмеченным причинам ветроэнергетика не играет заметной роли в современном топливно-энергетическом балансе.

Если говорить о потенциальных возможностях ветроэнергетики в СССР, то надо отметить, что в нашей стране имеются территории, где можно строить ветровые установки мощностью до 2,5 МВт в расчете на 1 км2. Общая площадь этой территории составляет 1,6 млн. км2, ее ветровой энергоресурс равен 0,05 Q в год [43].

Из краткого изложения проблемы использования энергии ветра можно сделать следующий вывод. Ветер, как и всякий другой эперго- носите/ib, может и должен быть использован всюду, где это технически возможно и экономически оправдано. К сожалению, возможная роль ветроэнергетики в топливно-энергетическом балансе не выходит за пределы добавочного вспомогательного эиергоресурса местного значения.

Огромным по объему и площади коллектором солнечной энергии являеюя океан, в котором в результате этого возникает значительный вертикальный градиент температуры. Средняя разность температуры между поверхностным и глубинными слоями —около 25°С, но она колеблется в зависимости от конкретного места и глубины. Расчеты показывают, что если в областях океана, расположенных между 20°с. ш. и 20° ю ш., снизить температуру водной поверхности на 1° С, то при этом можно получить энергию, равную приблизительно 2 Q [44].

Чтобы создать двигатель, способный работать при перепаде температуры воды 25° С, необходимо использовать промежуточное рабочее тело в виде низкокипятцей жидкости. В настоящее время разрабатывается несколько проектов термогидроэлектростаиций (ТГЭС), основанных на этом принципе. В ТГЭС предполагается^теплую воду с поверхности океана прокачивать через теплообменник, в - котором рабочая жидкость, например аммиак, испаряется при постоянном давлении. Пары аммиака направляются на турбину, а затем в конденсатор,

<?клаждаемый2холодной'водой, подаваемой из глубин^океана. Сжиженный аммиак снова поступает в испаритель.

Хотя принципиальная схема ТГЭС проста, однако ее осуществление требует^решения ^сложных технических проблем.^Прежде всего 1акие электростанции^нуждаются в весьма ^большихАпо размеру теплообменниках, чтобы компенсировать малую разность температуры между испарителем и конденсатором. Другая техническая сложность программы создания ТГЭС заключается в разработке системы откачки океанской воды с глубин порядка 500 м производительностью 1,4 тыс. м3/с для станции мощностью 250 МВт [45]. Соответственно строительство источников энергии, основанных на использовании тепла морей и океанов, требует огромного расхода материалов, привлечения больших людских ресурсов и значительных затрат времени. В результате на единицу вырабатываемой энергии приходятся в десятки раз большие затраты, чем, например, в традиционной энергетике на органическом топливе (см. рис. 1.17).

Помимо отмеченного необходимо выяснить экологические последствия отвода больших количеств тепла из океана. Общий тепловой баланс океана предполагает наличие равновесия между поглощением солнечной энергии и потерей тепла за счет испарения, В то же время прямым следствием деятельности ТГЭС будет понижение температуры верхних слоев океана и соответственно уменьшение испарения с поверхности океана, понижение температуры атмосферы тропиков. Известно, что обстановка в океане, особенно в тропических морях, оказывает значительное влияние на климат, причем в глобальном масштабе. Следовательно, общая мощность энергетики, использующей тепло морей^и океанов, должна определяться из условия минимального нарушения теплового баланса на поверхности океанов. Это условие, по-видимому, в значительной степени ограничит возможную мощность этого вида энергетики, и по расче)ам она не превысит 0,03Q/roA，

В настоящее время проблема преобразования тепла морей и океанов в электрическую находится на стадии проектных разработок. Возможно, первые промышленные ТГЭС небольшой мощности до 10 МВт (эл.) будут созданы уже в конце 80-х годов. Однако даже в случае успешного решения всех технических трудностей этот вид энергетики не сможет сыграть существенной роли в обеспечении человечества электроэнергией. Учитывая географическое положение и климатические условия СССР, можно предположить, что в пашей стране энергия тепла морей и океанов не сможет найти широкого применения для удовлетворенияt национальных энергопотребностей.

Солнечная энергия, тепло воды морей и океанов, гидроэнергетика, ветроэнергетика — эти возобновляемые источники энергии прямо или косвенно обусловлены деятельностью Солнца. Один вид возобновляемой энергии имеет земное происхождение — это тепло недр Земли (геотермальная энергия). Кондуктивный энергоперенос глубинного тепла из-под корковых геосфер, а также процессы радиоактивного

распада, происходящие в самой земной коре, создают тепловое поле( интенсивность которого уменьшается по мере увеличения расстояния от центра Земли до ее поверхности. Это поле проявляется на поверхности Земли в виде тепловых потоков различной интенсивности. Например, интенсивность тепловых сбросов действующих вулканов на площади в несколько квадратных километров может достигать очень высокого уровня ——до 1()4 一 Ю5 В т/м2. Однако в среднем для всей поверхности интенсивность собственного излучения Земли соответствует всего』шль 0,05 Вт/м2 (0,8 Q/год), Это практически в 3000 раз меньше интенсивности потока солнечной энергии, достигающей поверхности Земли. На современном уровне развития науки и техники пет возможности использовать эту форму геотермальной энергии, характеризующейся высокой степенью рассеяния в земной коре, для крупномасштабного энергоснабжения,

В настоящее время экономически и технически оправдана разработка лишь отдельных естественных источников геотермальной энергии с использованием энергии термальных вод. В верхней пятикило- метровой 1 олще земной суши содержится 85 млн. км3 воды. Ее тепловая энергия оценивается в 16 Q146J, а потенциальная тепловая мощность — 1 Q/год [141，Низкопотепциальные термальные воды могут быть использованы для 1 орячего водоснабжения, обогрева теплиц, парников, открытого грунта, ферм, для первичной обработки шерсти, средне- и высокопотенциальные —— для отопления, вентиляции, горячего водоснабжения, а также для выработки электроэнергии с применением вторичного иизкокипящего теплоносителя.

Оценки ресурсов глубинных термальных вод, пригодных для теплоэнергетического использования, выполнены в СССР, США, Италии и ряде других стран. Напрммер, в результате проведенных исследований в нашей стране составлена карта термальных вод, определены их запасы [471. Учтено общее количество выявленных термальных вод, находящихся в порах и трещинах водоносных горизонтов, имеющих температуру 40—200u С, минерализацию до 3,5 г/л и глубину залегания до 3,5 км от поверхности Земли (табл. 1.10). Из представленных данных следует, что даже при 100%-ном использовании этих запасов геотермальная энергетика смогла бы покрыть только 2% фактического потребления энергии в нашей стране. К этому следует добавить, что в пределах СССР термальные воды распределены весьма неравномерно: почти 72% их запасов сосредоточено в районах Сибири и Дальнего Востока и только 15% ——в европейской части СССР (на Кавказе, в Предкавказье и Крыму).

Единственная страна, где глубинное тепло Земли широко используется для отопления и горячего водоснабжения, — Исландия, Здесь

Таблица 1.10. Прогнозные запасы и распространение термальных вод на территории СССР [47]

Энергетическая мощность месторождений термальных вод

Ра йон

Ю-< Q/год

%

Западная Сибирь

Восточная Сибирь н Дальний Восток

Европейская часть СССР

Средняя Азия

Казахстан

5,4

1,7

1,5' 0,7 0,6

54,5

17,2

15,1儿匕

7」

6」

Всего по районам

9,9

100

практически во всех домах имеются системы геотермального отопления, а во многих городах термальной водой отапливают торговые и производственные помещения. Это объясняется уникальными возмож* ностями, связанными с благоприятной геолого-гидрогеологической обстановкой для развития геотермальной энергетики,—— наличием в Исландии мощных и залегающих на небольших глубинах водоносных горизонтов, большими градиентами теплового поля недр Земли, обеспечивающими нужную температуру термальных вод, малой агрессивностью вод к металлу и, наконец, близостью геотермальных месторождений к энергопотребителям.

Кроме Исландии геотермальную энергетику развивают СССР, США, Италия, Новая Зеландия, Япония, Мексика. Как и в Исландии, во всех этих странах геотермальная энергия используется главным образом для коммунально-бытовых целей, но в отличие от Исландии она представляет лишь дополнительный источник энергии местного значения. Так, в СССР термальные воды применяют для горячего водоснабжения домов в Махачкале, Омске, Кизляре, Черкасске, Тбилиси, Тобольске и ряде других городов. Их используют теплично-парниковые комбинаты в Дагестане, Грузии, Казахстане, Западной Сибири, Магаданской области, на Камчатке. В 1967 г. была введена и успешно эксплуатируется первая в нашей стране Паужетская ГеоТЭС (геотермальная тепловая электростанция) близ Петропавловска-на-Камчатке. На этой ГеоТЭС установлены две турбины номинальной мощностью по 2,5 МВт.

Небольшие ГеоТЭС действуют в США, Италии, Мексике, Японии. Общая установленная мощность ГеоТЭС в мире в 1977 г. составила всего лишь 1,325 ГВт (эл.) и ожидается, что к 1985 г. она не превысит 12 ГВт (эл.). Опыт эксплуатации ГеоТЭС показывает, что они имеют низкую термодинамическую эффективность из-за невысокой начальной температуры цикла, что приводит к увеличению удельных капи-

Таблица 1.11. Мировые энергетические ресурсы возобновляемых источников

Источник энергии

Технический потенциал,Q/год

Гидроэнергия

0,065

Энергия морских приливов и отливов

0,014—0,001

Энергия ветра

0,04

Энергия морских волн

0,03 па 35()00 км

Тепловая энергия океана (предполагается, что ис-0,03—2

пользуется вертикальный градиент температуры области океана между 20° с. ш, и 20° ю. ш. прн снижении температуры водной поверхности в этой области на 1 ℃)

Геотермальная энергия (принимаются во внимание0,06

только районы вулканической деятельности)

таловложений в такие установки. СледуетЪсобо отметить, что утверждение об экологической чистоте геотермальной энергетики, которое часто используется даже^в^научной^литературе, ошибочно. Геотермальная активность в большей или меньшей степени всегда сопровождается загрязнением атмосферы парами ртути, сероводорода, аммиака, двуокиси и окиси углерода, метана и представляет опасность для человека, животных, растений. Рассеивание этих газов в атмосфере либо их поглощение поверхностными водами зависят от конкретных условий, но обязательно должны учитываться при эксплуатации естественных геотермальных источников.

энергии [14, 25, 34, 43]

ПроблемыПроблемыУровень технической готовности

Проблемы

Проблемы

Технически освоена. Используется 13% экономического потенциалаТехнически освоена. Используется 13% экономического потенциалаПостроены первые промышленные электростанции. Их установленная мощность в мире 240 МВтПостроены первые промышленные электростанции. Их установленная мощность в мире 240 МВтТехнически освоена, установленная мощность незначительнаТехнически освоена, установленная мощность незначительнаНеблагоприятные экологические последствия, отчуждение большого количества земель под водохранилища, воздействие на гидросферу («цветение» воды и т. д.)Не решена проблема аккумуляции энергии, связанная с суточной и внутримесячной неравномерностями приливов и отливов, т. е. с переменной мощное 1ЬЮ пэсНеобходимость сгроительстпа высоких башен, большие размеры лопастей вет- родви! ателей, переменная мощность и связанная с ней проблема аккумуляции энергии 、Неблагоприятные экологические последствия, отчуждение большого количества земель под водохранилища, воздействие на гидросферу («цветение» воды и т. д.)Не решена проблема аккумуляции энергии, связанная с суточной и внутримесячной неравномерностями приливов и отливов, т. е. с переменной мощное 1ЬЮ пэсНеобходимость сгроительстпа высоких башен, большие размеры лопастей вет- родви! ателей, переменная мощность и связанная с ней проблема аккумуляции энергии 、На стадии проектных разработок. Испытание первых энергоустановок мощностью несколько мегаватт планируется на конец 80-х годовНа стадии проектирования опытнопромышленных установок. Первые промышленные энергетические станции мощностью до 10 МВт(эл.) предполагается создать к концу 80-х годовРазвивается лишь в районах современного вулканизма. Мощность ГсоТЭС на 1977 г. составляла 1,33 ГВт. К 1985 г. она достигнет 12 ГВг(эл.)На стадии проектных разработок. Испытание первых энергоустановок мощностью несколько мегаватт планируется на конец 80-х годовНа стадии проектирования опытнопромышленных установок. Первые промышленные энергетические станции мощностью до 10 МВт(эл.) предполагается создать к концу 80-х годовРазвивается лишь в районах современного вулканизма. Мощность ГсоТЭС на 1977 г. составляла 1,33 ГВт. К 1985 г. она достигнет 12 ГВг(эл.)Неизученные экологические последствия, связанные с возможными климатическими изменениями в глобальном масштабе из-за отвода больших количеств тента из океана. Не решена проблема доставки энергии потребителю Неблагоприятные экологические последствия: загрязнение атмосферы парами ртути, сероводорода, аммиака, двуокиси и окиси углерода и другими вредными веществами в высоких концентрациях; сброс в окружающую среду большого количества солевых растворов, приводящих к эрозии почп; изменение ландшафта из-за бурения скважин, прокладки рубопроводон. Нсболыиа и он i н- мальпая мощность ГсоТЭС (не превышает 110 МВт)Неизученные экологические последствия, связанные с возможными климатическими изменениями в глобальном масштабе из-за отвода больших количеств тента из океана. Не решена проблема доставки энергии потребителю Неблагоприятные экологические последствия: загрязнение атмосферы парами ртути, сероводорода, аммиака, двуокиси и окиси углерода и другими вредными веществами в высоких концентрациях; сброс в окружающую среду большого количества солевых растворов, приводящих к эрозии почп; изменение ландшафта из-за бурения скважин, прокладки рубопроводон. Нсболыиа и он i н- мальпая мощность ГсоТЭС (не превышает 110 МВт)

Технически освоена. Используется 13% экономического потенциала

Технически освоена. Используется 13% экономического потенциала

Построены первые промышленные электростанции. Их установленная мощность в мире 240 МВт

Построены первые промышленные электростанции. Их установленная мощность в мире 240 МВт

Технически освоена, установленная мощность незначительна

Технически освоена, установленная мощность незначительна

Неблагоприятные экологические последствия, отчуждение большого количества земель под водохранилища, воздействие на гидросферу («цветение» воды и т. д.)

Не решена проблема аккумуляции энергии, связанная с суточной и внутримесячной неравномерностями приливов и отливов, т. е. с переменной мощное 1ЬЮ пэс

Необходимость сгроительстпа высоких башен, большие размеры лопастей вет- родви! ателей, переменная мощность и связанная с ней проблема аккумуляции энергии 、

Неблагоприятные экологические последствия, отчуждение большого количества земель под водохранилища, воздействие на гидросферу («цветение» воды и т. д.)

Не решена проблема аккумуляции энергии, связанная с суточной и внутримесячной неравномерностями приливов и отливов, т. е. с переменной мощное 1ЬЮ пэс

Необходимость сгроительстпа высоких башен, большие размеры лопастей вет- родви! ателей, переменная мощность и связанная с ней проблема аккумуляции энергии 、

На стадии проектных разработок. Испытание первых энергоустановок мощностью несколько мегаватт планируется на конец 80-х годов

На стадии проектирования опытнопромышленных установок. Первые промышленные энергетические станции мощностью до 10 МВт(эл.) предполагается создать к концу 80-х годов

Развивается лишь в районах современного вулканизма. Мощность ГсоТЭС на 1977 г. составляла 1,33 ГВт. К 1985 г. она достигнет 12 ГВг(эл.)

На стадии проектных разработок. Испытание первых энергоустановок мощностью несколько мегаватт планируется на конец 80-х годов

На стадии проектирования опытнопромышленных установок. Первые промышленные энергетические станции мощностью до 10 МВт(эл.) предполагается создать к концу 80-х годов

Развивается лишь в районах современного вулканизма. Мощность ГсоТЭС на 1977 г. составляла 1,33 ГВт. К 1985 г. она достигнет 12 ГВг(эл.)

Неизученные экологические последствия, связанные с возможными климатическими изменениями в глобальном масштабе из-за отвода больших количеств тента из океана. Не решена проблема доставки энергии потребителю Неблагоприятные экологические последствия: загрязнение атмосферы парами ртути, сероводорода, аммиака, двуокиси и окиси углерода и другими вредными веществами в высоких концентрациях; сброс в окружающую среду большого количества солевых растворов, приводящих к эрозии почп; изменение ландшафта из-за бурения скважин, прокладки рубопроводон. Нсболыиа и он i н- мальпая мощность ГсоТЭС (не превышает 110 МВт)

Неизученные экологические последствия, связанные с возможными климатическими изменениями в глобальном масштабе из-за отвода больших количеств тента из океана. Не решена проблема доставки энергии потребителю Неблагоприятные экологические последствия: загрязнение атмосферы парами ртути, сероводорода, аммиака, двуокиси и окиси углерода и другими вредными веществами в высоких концентрациях; сброс в окружающую среду большого количества солевых растворов, приводящих к эрозии почп; изменение ландшафта из-за бурения скважин, прокладки рубопроводон. Нсболыиа и он i н- мальпая мощность ГсоТЭС (не превышает 110 МВт)

Таким образом, неравномерное распределение геотермальных вод, низкий потенциал этого источника энергии и отрицательные экологические последствия позволяют использовать геотермальную энергетику только в качестве дополнительного источника энергии местного значения.

Итоги рассмотрения потенциальных возможностей возобновляв емых источников энергии (табл. 1.11 и 1.12, рис. 1.18) позволяют ответить па вопрос: можно ли с помощью возобновляющихся источников ликвидировать намечающийся дефицит в энергии для покрытия топливно-энергетического баланса? Напомним, что к 2020 г.

,0,8,0,810 о10 о008008з0,82—° 7б||Кз0,82—° 7б||К7 3-7 3-1 51 5ю 8 5ю 8 5008008yoyo SHHSrgsdloucudsHe ① ото4。」yoyo SHHSrgsdloucudsHe ① ото4。」"0 25"0 25momnu-Mdu ^т-^о^ог rcs^^QIOmomnu-Mdu ^т-^о^ог rcs^^QIO- ~ - 一 3 гну°8 XHHCdow я^^^охф о【- ~ - 一 3 гну°8 XHHCdow я^^^охф о【-О 065--О 065--о - edlsn KH」d8He-о - edlsn KH」d8Heв工」daHeod'1」в工」daHeod'1」IwdBHe HEHq-jawaeHO0-IwdBHe HEHq-jawaeHO0-М ① dow Е=и ①一 KXL^QZOМ ① dow Е=и ①一 KXL^QZO(Нин ① hAlrmn OLOXTQZ^OO >^ BT-HL/OOHM-JdsHe(Нин ① hAlrmn OLOXTQZ^OO >^ BT-HL/OOHM-JdsHeоо-оеоезе」000N-оеоезе」000Nно」、0 -Чтат-JXQHOC «^хофтнххфь ^oao^ssно」、0 -Чтат-JXQHOC «^хофтнххфь ^oao^ss

,0,8

,0,8

10 о

10 о

008

008

з0,82—

° 7б||К

з0,82—

° 7б||К

7 3-

7 3-

1 5

1 5

ю 8 5

ю 8 5

008

008

yoyo SHHSrgsdloucudsHe ① ото4。」

yoyo SHHSrgsdloucudsHe ① ото4。」

"0 25

"0 25

momnu-Mdu ^т-^о^ог rcs^^QIO

momnu-Mdu ^т-^о^ог rcs^^QIO

- ~ - 一 3 гну°8 XHHCdow я^^^охф о【

- ~ - 一 3 гну°8 XHHCdow я^^^охф о【

-О 065-

-О 065-

-о - edlsn KH」d8He

-о - edlsn KH」d8He

в工」daHeod'1」

в工」daHeod'1」

IwdBHe HEHq-jawaeHO0-

IwdBHe HEHq-jawaeHO0-

М ① dow Е=и ①一 KXL^QZO

М ① dow Е=и ①一 KXL^QZO

(Нин ① hAlrmn OLOXTQZ^OO >^ BT-HL/OOHM-JdsHe

(Нин ① hAlrmn OLOXTQZ^OO >^ BT-HL/OOHM-JdsHe

о

о

-оеоезе」000N

-оеоезе」000N

но」、0 -Чтат-JXQHOC «^хофтнххфь ^oao^ss

но」、0 -Чтат-JXQHOC «^хофтнххфь ^oao^ss

Рис. 1.18. Прогноз ежегодно! о эпсргоиотрсблени я в м и ре (и) н мировой технический потенциал возобновляемых источников энергии (6)

□——стабилизация удельно*о энер!опотребления на уровне К) кВт(тепл ) год/чел ,■ —на

уровне 20 кВт (тепл ) • год/чел.

приблизительно 50% мировых энергопотребпостей предполагается удовлетворить за счет энергетики на органическом топливе, главным образом за счет угля. Проведенные исследования однако показывают, что возобновляемые источники энергии не позволят решить задачу покрытия оставшейся доли топливно-энергетического баланса. Ресурсы таких источников, как гидроэнергетика, энергия ветра, морских волн и приливов и отливов, недостаточны. Сол-

Саблина 1,12, Энергетический потенциал возобновляемых 1 ии в СССР

источников энер-

Истзннк энергиипотенциал, Q/год

Экономический потенциал, Q/год

Гидроэнергия0,007

Геотермальная энергия (предпо-” 0,001

лагается, что используются место-.

рождения термальных вод, имеющих температуру 40—200 ℃, минерализацию до 3,5 г/л и глубину залегания до 3,5 км)

Солнечная энергия100

Энергия морских приливов и от-0,004—0,0003

ЛИВОВ

0,004

0,0006匸

нечная энергетика и энергетика геотермальная с теоретически неограниченными ресурсами характеризуются чрезвычайно низкой интенсивностью поступающей энергии. Кроме того, использование геотермальной и особенно солнечной энергии на базе современной технологии потребует значительных экономических затрат, а для разработки новой экономной технологии понадобится много времени.

Ядерная энергетика и ее ресурсы

Существуют две принципиальные возможности получения ядерной энергии: в реакциях деления и в реакциях синтеза. Контролируемая и самоуправляющаяся цепная ядерная реакция деления тяжелых ядер под действием нейтронов лежит в основе работы ядерного реактора. Эффекти в но дел ятс я (т. е. способны к цепной ядерной реакции) тяжелые нуклиды аззи, 235и, 239Pu, ^при и рЯд нуклидов других трансурановых элементов. В природе из этих нуклидов существует практически только 2з$и (0,7% природного урана). Другой изотоп природного урана ‘з*и, составляющий основную его часть (более 99>3°о), не способен к цепной ядерной реакции.

В настоящее время ядерная энергетика развивается главным образом на базе энергетических реакторов на тепловых нейтронах (см. гл. 2) с 235U в качестве топлива. Для того чтобы вовлечь в ядерный топливный цикл остальные тяжелые нуклиды C^U, 239Pu, 241Ри), необходимы энергетические реакторы другого тип. Это реакторы- размножители (см. § 2.2), эксплуатация которых только начинается. В этих реакторах при поглощении нейтронов ядрами 23SU (или ?"Th) образуется в значительных количествах делящийся изотоп 239Ри (или

(Ire) Hm^ Jboox^-os HBUHSITBOHBIOA(Ire) Hm^ Jboox^-os HBUHSITBOHBIOA

(Ire) Hm^ Jboox^-os HBUHSITBOHBIOA

(Ire) Hm^ Jboox^-os HBUHSITBOHBIOA

Рис. 1.19. Прогнозируемые значения установленной мощности АЭС мира: / — минимальный прогноз; 2— прогноз Л1ИРЭК X [9：； 3—максимальный прогноз

Другая возможность получения ядерной эпер! ии ——реализация реакции слияния легких ядер, называемой реакцией термоядерного синтеза. В настоящее время наиболее близка к практическому осуществлению реакция синтеза ядер дейтерия D с ядрами трития Т. Более отдаленной перспективой представляется синтез ядер дейтерия или других легких ядер.

Современная ядерная энергетика развивается только па базе АЭС с реакторами, в которых осуществляется цепная реакция деления ядер урана. На рис. 1.19 представлен прогноз роста мощности таких АЭС (см. табл. 1.1 и [48—50]).

Характерная особенность урана ——его довольно большая распространенность. По данным геологических исследований среднее содержание урана в литосфере (земной коре) составляет около 1 г на 1 т почвы, т・ е.〜1 ・ 10-1% ее массы 151]. Следовательно, только в континентальной части земной коры па глубине до 500 м содержится приблизительно 200 мрлд. т урана. Однако для современной ядерпой энергетики, использующей реакторы на тепловых нейтронах, экономически эффективны для извлечения месторождения с содержанием урана не менее 0,1%. Таким образом, в настоящее время к извлекаемым ресурсам урана относится только уран из месторождений, в руде которых его концентрация в 1000 раз больше средней концентрации в литосфере. Стоимость дсбычи урана в таких месторождениях составляет 80 долл . за 1 кг металлического урана (U) (66 долл, за 1 кг изО8) 152].

Наиболее полная систематизированная оценка мировых ресурсов урана, подготовленная МАГАТЭ совместно с Агентством по ядерной энергии в рамках ОЭСР в 1977 г. [531, приведена в табл, 1.13. К《以о-

Таблица 1.13. Достаточно подтвержденные и расчетные дополнительные мировые* ресурсы и запасы** урана

Достаточно подтвержденные СТОИМОСТЬЮ

расчетные дополнительные \ стоимостью

Ресурс (или запас) урана

меиее

80 долл/кг U

от 80 до 130 долл/кг U

менее

60 долл/кг U

от 80 до 130 долл/кг U

(менее

(от 66 до

(менее

(от 66 ДО

66

кг U»oJ

110

кг UQ.丿

60

кг U.oJ

ПО ~^-) кг U&J

Ресурсы урана, 104 т ме

：185

74

148

97

таллического урана

Запасы урана:

в пересчете на 236U, Ю4 т

2,775

1,1101

■ 2,220

1,455 二：

в энергетических единицах, Q

2,16

0,86

1,73

1,13‘

• Здесь под мировыми поннмаются ресурсы всех стран мира, за исключением СССР, других стран — членов СЭВ и КНР.

** к категории запасов отнесена доля ресурсов природного урана (1.5%), которая может быть использована в реакторах на тепловых нейтронах для производства энергии. При вычислении энергетического эквивалента этих запасов учитывалось, что энергосодержание 1 т 2^U составляет 7,8 • 10-5 Q (19,6 • 1012 ккал).

статочно подтвержденным» ресурсам отнесены детально разведанные и опробованные ресурсы урана в конкретных месторождениях, количественно установленные геологической разведкой и выявленные горными выработками. Эти ресурсы могут быть извлечены при затратах на добычу в диапазоне цен, указанных в таблице. Под ресурсами, отнесенными к категории расчетных дополнительных, подразумевают только те, открытие которых ожидается в сравнительно хорошо изученных районах с известными месторож дени ями. Отметим, что урановые ресурсы по стоимости от 80 до 130 долл/кг U хотя и могут быть извлечены с помощью современной технологии, но их использование в реакторах на тепловых нейтронах является экономически оправданным лишь в известных локальных 'условиях. Ресурсы, отнесенные к этой категории, находятся в месторождениях, в руде которых содержание урана (U3O8) составляет менее 0,1%, а в среднем равно 0,06— 0,07% [52].

В современных ядерных энергетических' реакторах на тепловых нейтронах в качестве топлива используется природный уран (〜99,3% 238U + 0,7% 236U) или уран с повышенным' "о, 2——4%) содержанием ?з5и (обогащенный уран). Оценим долю природного урана, который может быть использован в реакторах на тепловых нейтронах для производства энергии.

Во-первых, на эти цели： расходуется 236U. При этом необходимо учесть, что из 0,7% 236U, содержащегося в природном уране, полезно используется только 0,5%. Оставшаяся же часть 236U (0,2%) представ-

ляет собой неизвлекаемый^остаток, который временно^(до^тех7 пор, пока не начнется эксплуатация^реакторов-размножителей) идет "в отвалы.

Во-вторых, в рассматриваемых реакторах ядро^238и при захвате нейтрона может претерпеть цепочку ядерных превращений, которая приведет к образованию 239Ри. Этот искусственно полученный изотоп плутония, так же как и 235U, легко делится и может участвовать в цепной ядерной реакции. В процессе работы реактора на тепловых нейтронах делится часть ядер накопившегося плутонля, что увеличивает энерговыработку реактора и приводит к использованию до 1 % 238U на каждую тонну топлива, загруженного в реактор. Кроме того, под действием быстрых нейтронов происходит и непосредственное деление части ядер 23SU, однако при этом используется не более 0,1% a38U. Таким образом, в реакторах на тепловых нейтронах «сжигается» не более 1,5% природного урана, т. е. они характеризуются крайне неэффективным его использованием. С учетом этого фактора запасы урана по стоимости до 80 долл/кг U (т. е. обеспечивающие конкурентоспособность современных АЭС) составляют 2,2 Q, если ориентироваться на достаточно подтвержденные запасы, или 3,9 Q, если учесть расчетные дополнительные запасы (см. табл. 1.13). Если учесть уран стоимостью до 130 долл/кг U, то его запасы возрастут до 5,9 Q.

Из данных рис. 1.20 видно, что при планируемых темпах развития ядерной энергетики (рис. 1.19) достаточно подтвержденные запасы урана стоимостью до 80 долл/кг U будут исчерпаны уже к концу этого столетия, а суммарные достаточно подтвержденные и расчетные дополнительные —в первом десятилетии следующего столетия. Использование запасов урана стоимостью до 130 долл/кг U незначительно отодвигает сроки их исчерпания.

Однако действительные запасы урана выше указанных значений. Это объясняется тем, что запасы урана в недрах Земли недостаточно изучены, по крайней мере, в значительно меньшей степени, чем нефти, угля, природного газа. В большинстве стран необходимость поиска и разработки урановых месторождений стала очевидной лишь в последнее время.

Разведка новых месторождений того или иного вида полезных ископаемых в существенной мере обусловлена потребностями в нем. В этом отношении характерны данные по приросту ресурсов урана в США (рис. 1.21). Первый пик кривой приходится на период, связанный с развитием ядерного вооружения, второй — на период развернутого строительства АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Новое увеличение прироста ресурсов урана, наблюдаемое после 1973 г,, обусловлено повышением экономической эффективности ядерной энергетики из-за резкого подорожания нефти на мировом рынке.

Рис. 1.20. Исчерпание мировых запасов урана при развитии ядерной энергетики на базе ЛЭС с реакторами на тепловых нейтронах:Рис. 1.20. Исчерпание мировых запасов урана при развитии ядерной энергетики на базе ЛЭС с реакторами на тепловых нейтронах:

Рис. 1.20. Исчерпание мировых запасов урана при развитии ядерной энергетики на базе ЛЭС с реакторами на тепловых нейтронах:

Рис. 1.20. Исчерпание мировых запасов урана при развитии ядерной энергетики на базе ЛЭС с реакторами на тепловых нейтронах:

/ — достаточно подтвержден»ые мировые запасы урана стоимостью 80 долл/кг U для реакторов на тепловых нейтронах, 2 —нечерпанне достаточно подтвержденных запасов урана стоимостью меиее 80 долл/кг, 3 — исчерпание достаточно подтвержденных запасов и расчетных дополнительных запасов урана стоимостью меиее 80 долл/кг； 4 — ежегодные потребности в уране (предполагается, что установленная мощность АзС в мире возрастает в соответствии с прогнозом, представленным на рис 1.18)

Рис. 1.21. Темп открытия новых месторождений урана в США

Около 30% достаточно подтвержденных и почти 50% расчетных дополнительных мировых ресурсов стоимостью до 130 долл/кг U обнаружено в США. На основе изучения геологической структуры районов мира с известными урановыми ресурсами и природы образования урановых месторождений нельзя объяснить тот факт, что США, территория которых составляет лишь 6% территории всей суши Земли, имеют около 40% мировых разведанных ресурсов урана. Как было отмечено, характерная особенность урана ——его довольно большая распространенность (в литосфере около 10-3%). Практически все крупные страны мира должны обладать значительными запасами урана. Большая доля мировых ресурсов урана, находящихся на территории США, по-видимому, объясняется размерами и масштабами разведочных работ в этой стране.

Достаточно подтвержденные стоимостьюРасчетные дополнительные стоимостьюРесурсы (или запасы) уранаgo и ° оПо о ь-«и—о®8О君оjе588о—Достаточно подтвержденные стоимостьюРасчетные дополнительные стоимостьюРесурсы (или запасы) уранаgo и ° оПо о ь-«и—о®8О君оjе588о—Т а б л и ц а 1.14. Ресурсы и запасы урана в США [53] и в мире (подсчет по модели)Т а б л и ц а 1.14. Ресурсы и запасы урана в США [53] и в мире (подсчет по модели)Ресурсы в США, 10е т металлического уранаРесурсы в мире (подсчет по модели), 10е т металлического уранаЗапасы в мире (в пересчете на 235U)*, Q:при использовании реакторов на тепловых нейтронахпри использовании реакторов-размножителейРесурсы в США, 10е т металлического уранаРесурсы в мире (подсчет по модели), 10е т металлического уранаЗапасы в мире (в пересчете на 235U)*, Q:при использовании реакторов на тепловых нейтронахпри использовании реакторов-размножителей0,1770,7730,3851,8662,57‘ 11,215,5827,063,。13,16,531,6903939470,1770,7730,3851,8662,57‘ 11,215,5827,063,。13,16,531,6903939470,5317,79,02700,5317,79,0270

Достаточно подтвержденные стоимостью

Расчетные дополнительные стоимостью

Ресурсы (или запасы) урана

go и ° о

По о ь-

«и—о

®8О

君оjе

588о—

Достаточно подтвержденные стоимостью

Расчетные дополнительные стоимостью

Ресурсы (или запасы) урана

go и ° о

По о ь-

«и—о

®8О

君оjе

588о—

Т а б л и ц а 1.14. Ресурсы и запасы урана в США [53] и в мире (подсчет по модели)

Т а б л и ц а 1.14. Ресурсы и запасы урана в США [53] и в мире (подсчет по модели)

Ресурсы в США, 10е т металлического урана

Ресурсы в мире (подсчет по модели), 10е т металлического урана

Запасы в мире (в пересчете на 235U)*, Q:

при использовании реакторов на тепловых нейтронах

при использовании реакторов-размножителей

Ресурсы в США, 10е т металлического урана

Ресурсы в мире (подсчет по модели), 10е т металлического урана

Запасы в мире (в пересчете на 235U)*, Q:

при использовании реакторов на тепловых нейтронах

при использовании реакторов-размножителей

0,177

0,773

0,385

1,866

2,57

‘ 11,21

5,58

27,06

3,。

13,1

6,5

31,6

90

393

947

0,177

0,773

0,385

1,866

2,57

‘ 11,21

5,58

27,06

3,。

13,1

6,5

31,6

90

393

947

0,531

7,7

9,0

270

0,531

7,7

9,0

270

* Как и в табл, 1 12, к категории запасоп от несена та доля ресурсов урана, которая может быть использована для производства энергии. Для реакторов на тепловых нейтронах эта доля принята равной 1,5%, для реакторов-размножителей—45%.

Урановые ресурсы можно оценить, используя гипотезу о том, что они пропорциональны площади территории крупных государств [54]. В табл. 1.14 представлены результаты таких оценок на основе данных об урановых ресурсах США [53] и сведений о площади поверхности суши без учета Антарктиды (приблизительно 14,5 территории США). Эти ресурсы назовем предполагаемыми урановыми ресурсами. Видно, что такие запасы по стоимости 80 долл/кг U для реакторов на тепловых нейтронах составляют около 20 Q, т. е. примерно равны разведанным запасам органического топлива. Следовательно, предельные возможности ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах это покрытие дефицита органического топлива до 2000 г. и на несколько следующих десятилетий.

Таким образом, ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах не может обеспечить создание крупной мировой энергетики на длительный (в несколько столетий) период. Возможный выход из этого положения ——строительство и эксплуатация АЭС с реакторами-размножителями, на которых эффективное использование природного урана может достигнуть 30—45% [54]. Кроме того, на АЭС с реакторами-размножителями при условии высоких коэффициентов воспроизводства и соответственно большой скорости наработки 239ри

стоимость электроэнергии практически не будет зависеть от стоимости урана, загруженного в реактор. Поэтому станет экономически целесообразным использование бедных руд, содержащих менее 0,1 % урана и не имеющих сегодня практического значения, со стоимостью добычи, по крайней мере, в несколько раз большей 80 долл/кг U. Оценка разведанных ресурсов стоимостью до 130 долл/кг U приведена в табл. 1.13. Суммарно достаточно подтвержденные и расчетные дополнительные ресурсы составляют примерно 5 млн. т. При условии использования этих ресурсов в реакторах-размножителях запасы урана будут эквивалентны приблизительно 180 Q.

Оценим предполагаемые урановые ресурсы для реакторов-размножителей, используя^гипотезумо том, что на больших территориях ресурсы урана пропорциональны площади этих территорий. Эта оценка показывает (см. табл. 1.14), что для ядерной энергетики с реакто- рами-размиожителями предполагаемые запасы урановых ресурсов стоимостью менее 130 долл/кг^и составляют около 900 Q. Предварительные оценки, выполненные в работах [55, 56], указывают, что запасы стоимостью до 300 долл/кг U (которая также обеспечивает необходимую рентабельность АЭС с реакторами-размножителями) оценивается в 2500 Q.

Возможно, в перспективе окажется выгодным использовать уран, содержащийся в морской воде. Если извлекаемая его часть достигнет 20%, ресурсы такого урана составят около 109 т. При использовании в реакторах-размножителях запасы океанического урана будут эквивалентны 3,4 • 104 Q.

Не следует забывать и о запасах тория. При облучении нейтронами 232Th превращается в 238U, представляющий собой делящееся вещество. По^имеющимся данным мировые ресурсы тория ниже, чем урана. Однако следует иметь в виду, что месторождения тория изучены гораздо хуже, чем урана.

В энерго ресурсы ядерной энергетики кроме урана, как уже отмечалось, входят также запасы дейтерия и трития. В термоядерной реакции D —— Т условно лимитирующими факторами оказываются ресурсы не дейтерия, а лития, который в термоядерной энергетике играет ту же роль, что и 23SU или 232Th в ядерной энергетике, ос1гованной на реакторах-размножителях. Литий лимитирует развитие энергетики условно, потому что его ресурсов достаточно для обеспечения ее развития на многие столетия. Переход же к термоядерной энергетике на основе синтеза только ядер дейтерия открывает неограниченные возможности для производства энергии.

Итак, ядерная энергетика хорошо обеспечена ресурсами (табл. 1.15). Ее полномасштабное развитие может решить проблему покрытия мирового топливно-энергетического баланса в течение многих столетий без каких-либо ограничений. Однако при выборе энергетической стратегии необходимо учитывать помимо запасов энергоресурсов также экономичность способа производства энергии, его технические возможности и степень воздействия на окружающую среду и населе-

Таблица 1.15 Мировые ресурсы ядериой энергетики

Реактор

Категория ресурсов

Ресурсы (в энергетическом эквнвал енте)*

Па тепловых нейтронах

На быстрых нейтронах

Предполагаемые запасыурана,30*

стоимостью менее 130 долл/кгU"

Предполагаемые запасыурана

стоимостью:

менее 130 долл/кг U900*

менее 300 долл/кг U2,5-103**

Запасы урана в океане3,4>10^*

Ресурсы урана в земной коре на6,7- 10е*

глубине до 500 м

Термоядерный

Запасылитиястоимостью1,8-10^**

60 долл/кг природного лития

Ресурсы лития в оксане2,65-10в**

Ресурсы дейтерия в океане3,8* 109**

В соответствии с расчетами, выполненными авторами данной работы (см, табл. 1.14). * В соответствии с данны^и работы [56].

ние. В этом плане перед ядерной энергетикой стоит множество еще не решенных проблем, но как показывает анализ, потенциально она обладает неоспоримыми преимуществами перед другими источниками энергии: она уже сейчас имеет преимущества перед энергетикой на органическом топливе и других источниках энергии [57], а по своим техническим возможностям может в той или иной форме удовлетворить все энергетические потребности.

Другое перспективное направление использования ядерной энергии 一一 применение высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов для производства высокотемпературного тепла (см. § 2.2). Во многих странах мира начаты работы по использованию такого тепла, например в металлургии —— для получения железа прямым восстановлением из окислов, в химической промышленности •— для производства аммнака, газификации угля и крекинга жидких углеводородов. Особенно важно исследовать возможности применения этого тепла для производства водорода, обладающего универсальными свойствами как тепло- и энергоноситель. Ресурсы его практически неограниченны. В энергетике водород мог бы полностью вытеснить природный газ. Он является удобным энергоносителем и идеальным топливом с экологической точки зрения. Наконец, водород может быть широко использован как автомобильное и авиационное топливо.

Ядерной энергетике, как и другим отраслям хозяйства, присущи потенциально опасные факторы загрязнения окружающей среды.

Однако с самого начала ес развития предприятия ядерной энерт етикп проектировались так, чтобы не допустить опасного выброса радионуклидов в окружающую среду и обеспечить радиационную безопасность персонала на этих предприятиях. По мере накопления информации об уровнях радиационного воздействия, об индивидуальных и коллективных дозах облучения персонала предприятий и населения вблизи ЯТЦ становилось все более очевидным, что биосфера надежно защищена от радиационного воздействия АЗС и предприятий ядерной энергетики. Из всех известных па сегодня способов производства энергии получение энергии на предприятиях ЯТЦ является минимально опасным для окружающей среды. Следует подчеркнуть, что этот выводрезультат многолетнего труда многочисленных коллективов ученых, конструкторов, инженеров, техников и других специалистов. Наконец, производство единицы энергии в ядерной энергетике требует значительно меньше трудовых и материальных затрат, чем в энергетике, основанной на возобновляемых источни^х энергии.

Заключение

Мировая энергопотребность в ближайшие десятилетия будет интенсивно расти, и ее нельзя будет обеспечить за счет какого-либо одного источника энергии. Поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы. На ближней фазе развития энергетики (до 2000 г.) наиболее значимыми отраслями останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах. Возобновляемые источники энергии едва ли удастся освоить в XX в. настолько, чтобы это повлияло на обеспечение энергией в мировом масштабе, хотя в отдельных регионах они могут играть немаловажную роль. Однако в XXI в. это положение изменится и эти новые источники найдут широкое практическое применение. В рамках программы развития ядерной энергетики намечено активизировать разработку реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов, а также использование ядерной энергии не только в электроэнергетике, но и в других сферах (прежде всего для производства промышленного и бытового тепла).

Энергетическая стратегия, основанная на развитии всех источников энергии, позволит осуществить безболезненный и плавный переход в отдаленную фазу развития энергетики (после 2100 г.), при этом центральное место в выработке энергетической политики на отдаленную перспективу следует отвести ядерной энергетике. Солнечная энергия также должна занять определенное место в топливно-энергетическом балансе на отдаленной фазе развития энергетики. Однако только развитие ядерной энергетики позволит обеспечить человечество любым потребным количеством энергии и сохранить чистой биосферу.

Глава 2,5

Ядерный топливный цикл.

Виды воздействия предприяткЯ Wpia на Люсферу

Введение

Атомная или тепловая станция —— только часть топливно-энергетического комплекса, основное его предприятие, на котором получается конечный продукт эпергопроизводства ——тепло или электричество. В состав этого комплекса входят и другие предприятия, осуществляющие добычу топлива и его переработку, транспортировку топлива и отходов и т. п. Поэтому, изучая воздействие того или иного энергопроизводства на биосферу, следует рассматривать весь топливноэнергетический комплекс, а не только энергетические станции. Это в особенности необходимо, когда различные отрасли энергетики сравниваются по степени воздействия на окружающую среду.

Всю последовательность повторяющихся производственных процессов в топливно-энергетическом комплексе, начиная от добычи топлива, включая производство энергии и кончая удалением отходов, обычно называют топливным циклом. Между ядерным топливным циклом (ЯТЦ) и традиционным топливным циклом на ограническом топливе существуют определенные сходство и различие. Как правило, оба цикла включают в себя такие стадии, как начальная (добыча, переработка и транспортирование топлива), основная (производство энергии в виде тепла или электричества на атомной или тепловой станции), заключительная (транспортирование и переработка топлива и отходов, удаление отходов).

Различия между этими топливными циклами в основном связаны со структурой и особенностями отдельных их стадий и с характеристиками потока топлива и отходов, обеспечивающего или сопровождающего работу соответствующих предприятий. В частности, ЯТЦ может включать в себя процессы, например переработку отработавшего топлива, возврат (рецикл) остаточного топлива на повторное использование, которых нет в энергетике на органическом топливе.

Структура ЯТЦ в целом, его отдельных стадий, а также расход ядерных материалов существенным образом зависят от типа ядерного реактора, вида ядерного топлива и ряда других факторов. Поэтому в этой главе вначале дается краткая характеристика топлива и ядерных реакторов, а затем описываются схемы действующих и перспективных топливных циклов.

Ядерное топливо

Источником энергии в ядерном реакторе служит цепная реакция деления тяжелых ядер под действием нейтронов. В^каждом акте деления поглощается один нейтрон, а образуются, как правило, два осколка и

в среднем от двух до трех нейтронов. Полное энерговыделение на один акт равно примерно 200 МэВ, из них около 5 МэВ приходится на вторичные нейтроны [1]. Такое энерговыделение определяет огромную теплотворную способность ядерного топлива (в миллионы раз превышающую теплотворную способность химического топлива), а вторичные нейтроны поддерживают цепную реакцию.

Способностью делиться и участвовать в цепной реакции деления обладают 233U, 235U, 239Pu, 241Pu и некоторые другие нуклиды трансурановых элементов. Как отмечено выше» только 235U встречается в природе, причем его содержание в природном уране невелико — всего 0,7%. Остальные99,3% приходятся на изотоп 23SU* [2]. Во взаимодействии нейтронов с ядрами 238U реакция захвата нейтрона без деления превалирует над реакцией деления, поэтому в природном уране изотоп 238U является в основном поглотителем нейтронов и препятствует протеканию цепной реакции деления на ядрах 235U. Для ее осуществления необходимо либо обогатить природный уран, более чем*на порядок увеличив содержание 235U, либо обеспечить в зоне реакции процесс замедления нейтронов до тепловых скоростей, при которых сечение деления 235U возрастает почти в 1000 раз по сравпению'с сечением деления быстрыми нейтронами.

Первый способ применяется для осуществления цепной реакции деления в реакторе на быстрых нейтронах, второй ——в реакторе на тепловых нейтронах, в активной зоне которого помещается тот или иной замедлитель нейтронов. Топливом или топливной загрузкой такого реактора служит природный уран, но чаще всего уран, обогащенный до 1,8—4,4% [3, 4].

Важной характеристикой реактора и соответствующего топливного цикла служит удельная потребность в топливе, как правило, на единицу производимой энергии 1 ГВт (эл.) • год. Исходным топливом для ядерного реактора служит природный уран (о возможных других видах топлива будет сказано ниже). Однако прежде чем использовать природный уран в реакторе, его подвергают переработке, соответствующей типу реактора. В большинстве случаев уран обогащают изотопом 235U на заводе по разделению изотопов, а затем переводят в соответствующую физико-химическую форму на заводе по изготовлению топлива (для наиболее распространенных реакторов на тепловых нейтронах уран превращают в порошок UO2 и затем спекают его в топливные таблетки).

В процессе обогащения образуются две фракции урана —— отвальный, или обедненный(иобедн), и обогащенный (Uo6or) уран. Для ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах первая фракция является отходами производства, а вторая используется для изготовления топлива. Удельная потребность в обогащенном уране 尸иобог определяется типом реактора, а потребность в соответствующем количестве природного урана РиПр можно получить из уравнения баланса,

Срдержание другого природного нз9T。卩貝 234U ничтожно мало (〜0*006%).

описывающего процесс разделения изотопов. Это уравнение приводит к соотношению

尸Unp —尸 иобог (& — °2)/ (Co — С) (2.1) где Со, Сь С2 — соответственно содержание 235U в природном, обогащенном и обедненном уране, %. При заданных 尸иОбог и С\ (вторая величина также определяется типом реактора) значение 戶и“р зависит только от С2. Чем меньше С2, тем меньше PLjnp, однако при этом возрастает стоимость разделительных работ. В этой главе при расчете удельной потребности энергетических реакторов на тепловых нейтронах в природном уране используются приведенное выше соотношение и значение С2 -二 0,3% [5].

Исключительно важная особенность работы ядерного реактора заключается в образовании (воспроизводстве) искусственных делящихся нуклидов: при захвате нейтронов 238U образуется 239Ри, а если в реактор помещен природный 233Th, то при захвате нм нейтронов образуется 333U. Благодаря этому существует принципиальная возможность наряду с выработкой энергии конвертировать в реакторе иеделящиеся нуклиды 238U или 232Th (природный торий практически на 100% состоит из этого изотопа) в ядерное топливо. Этот процесс принято характеризовать величиной КВ — коэффициентом воспроизводства, равным отношению количества накопленных нуклидов к количеству исходных выгоревших делящихся нуклидов.

В определенных условиях в ядерпом реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство делящихся нуклидов ^зор^ или 2ззи, при котором ядерного топлива образуется больше, чем «сгорает» в реакторе.

Среднее число т| вторичных нейтронов, испускаемых при делении, для 333U больше, чем для 335U, при всех значимых в реакторе энергиях нейтронов, а при энергиях ниже 40 кэВ значение 1] для 233U больше, чем для 335U и 239Ри. Благодаря этому свойству присутствие 233U в топливе в ряде случаев повышает конверсионные свойства реактора, в результате чего компенсируется главный недостаток природного тория ■~- отсутствие в нем делящегося изотопа и становится выгодным применение этого элемента как конвертируемого топлива в различных реакторах [61.

Производство искусственных делящихся нуклидов н их использование в качестве ядерного топлива позволяют создавать и другие топливные загрузки реактора — плутоний с природным или обедненным ураном, плутоний с торием, 3;13U с торием и др. Это в значительной степени определяет разнообразие типов реакторов и соответственно топливных циклов ядерной энергетики.

22 Типы ядерных энергетических способов

В соответствии с двумя способами осуществления цепной реакции деления все реакторы подразделяются па две широкие катего

рии — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы).

Основная часть любого ядерного реактора — активная зона, образуемая загруженным ядерным топливом в виде тепловыделяющих элементов (твэлов). В ней протекает цепная реакция деления. Тепло, выделяющееся в твэлах, отводится теплоносителем, непрерывно циркулирующим через активную зону.

Важная часть реактора ——система управления и защиты реактора (СУЗ), с помощью которой осуществляются управление работой реактора, включая его запуск и выключение (в том числе и аварийное), и регулирование мощности на различных стадиях его работы. К СУЗ относятся также специальные стержни, которые содержат вещества, сильно поглощающие нейтроны (бор, кадмий и др.). Ввод этих стержней в каналы СУЗ активной зоны приводит к прекращению цепной реакции деления, а запуск реакции и управление ее интенсивностью осуществляют частичным или полным выводом стержней СУЗ.

Особенность реактора на тепловых нейтронах —— наличие замедлителя в активной зоне. Им могут быть специальные вещества, помещаемые в активной зоне, или сам теплоноситель. Замедлитель должен обладать достаточно малой атомной массой (чтобы при столкновении нейтронов с ядрами замедлителя происходила эффективная передача энергии), малым коэффициентом поглощения нейтронов и слабой активационной способностью. Наиболее широкое применение в качестве замедлителя нашли обычная вода, тяжелая вода и графит.

Особенность энергетического реактора на быстрых нейтронах — наличие зоны воспроизводства топлива (бланкета), заполняемой конвертируемым тяжелым элементом (природным или обедненным ураном, торием), которая, как правило, окружает активную зону и поглощает выходящие из нее нейтроны. Значительное воспрои зводство происходит н в активной зоне, где также находится часть конвертируемого вещества.

Другие составные элементы ядериых реакторов и их особенности описаны ниже при рассмотрении конкретных энергети ческих ядерных реакторов.

Серийные реакторы. В СССР и других странах мира промышленностью освоены в основном энергетические реакторы на тепловых нейтронах со с лабообогащенным или природным ураном в качестве топлива. Развитие отечественного энергетического реакторостроения шло по пути конструирования, строительства и совершенствования двух типов реакторов на тепловых нейтронах [3, 7—9]——водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР), в котором вода является одновременно и замедлителем, и тeПv^oнocитeлe^fJ и канального энергетического реактора с графитовым замедлителем и водой в качестве теплоносителя. Такой реактор большой мощности получил название Р5А4K (реактор большой мощности кипящий).

3 Зак. 1922

Подпитка

Рис. 2.1. Схема основных техпозогических кончу ров ЛЭС с реактором типа ВВЭР (указаны характеристики первого контура ВВЭР-1000).

7 — реактор； 2 — парогенератор; 3 — турбогенератор; 4 — эжектор; 5 — конденсатор; 6 — спецводоочистка второго контура： 7 — деаэратор, 8 ——питательный насос; 9 — байпасная очистка; 10 — главный циркуляционный насос

ВВЭР ——корпусной реактор с водой под давлением. Упрощенная схема АЭС с реактором типа ВВЭР приведена на рис. 2.1.

Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС) и каналов со стержнями СУЗ. В ТВС размещен пучок твэлов, представляющих собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава (длиной 2,5——3 м и диаметром около 1 см), заполненные таблетками из UO2. Для передачи тепла из активной зоны использова на двухконтурная схема. Циркулирующая в первом контуре вода находится под большим давлением (12,3 МПа в ВВЭР-440 и 15,7 АШа в ВВ§Р-1000), препятствующим ее закипанию. С помощью главного циркуляционного насоса (ГЦН) вода подается в реактор, проходит через активную зону, нагревается за счет тепловыделения в твэлах и поступает в парогенератор. Проходя через него, она нагревает воду второго контура до кипения, при этом охлаждается, и затем ГЦН вновь возвращает ее в реактор. Пар, образовавшийся в парогенераторе, поступает на турбогенератор. Отработанный пар охлаждается и конденсируется в воду> которую насос второго контура снова подает в парогенератор, Неко-

Мощность, МВт(эл) кпд, %Давление в первом контуре, МПаТемпература теплоносителя, ℃:на входе в реакторна выходе из реактораМасса теплопоецгеля первого конура, тЗагрузка U, тСреднее наиа/тьжх обогащениеКоличество персгру жаемого U, т/годСредняя глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг UКорпус реактора.высота (без верхней крышки), м максимальный диаметр, ммасса, тРазмеры активной зоны, м.высота диаметрМощность, МВт(эл) кпд, %Давление в первом контуре, МПаТемпература теплоносителя, ℃:на входе в реакторна выходе из реактораМасса теплопоецгеля первого конура, тЗагрузка U, тСреднее наиа/тьжх обогащениеКоличество персгру жаемого U, т/годСредняя глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг UКорпус реактора.высота (без верхней крышки), м максимальный диаметр, ммасса, тРазмеры активной зоны, м.высота диаметрсм ‘ о^ ^и4 3 2 6 0 04 1 2 3 2см ‘ о^ ^и4 3 2 6 0 04 1 2 3 25 4 835 4 838 8 7, 1^2 W 14 28 8 7, 1^2 W 14 285 82 285 82 210003315,7289322300663,3 (4,4尸*33 (22)**30 (4()戸10003315,7289322300663,3 (4,4尸*33 (22)**30 (4()戸10,884,573003,553,110,884,573003,553,180-80-77о 3 о , ,^о 3 о , ,^Г а б л и ц а 2.1. Основные характеристики АЭС с реакторам^ ВВЭР н РВМК [3, 7—Н1

Мощность, МВт(эл) кпд, %

Давление в первом контуре, МПа

Температура теплоносителя, ℃:

на входе в реактор

на выходе из реактора

Масса теплопоецгеля первого конура, т

Загрузка U, т

Среднее наиа/тьжх обогащение

Количество персгру жаемого U, т/год

Средняя глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг U

Корпус реактора.

высота (без верхней крышки), м максимальный диаметр, м

масса, т

Размеры активной зоны, м.

высота диаметр

Мощность, МВт(эл) кпд, %

Давление в первом контуре, МПа

Температура теплоносителя, ℃:

на входе в реактор

на выходе из реактора

Масса теплопоецгеля первого конура, т

Загрузка U, т

Среднее наиа/тьжх обогащение

Количество персгру жаемого U, т/год

Средняя глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг U

Корпус реактора.

высота (без верхней крышки), м максимальный диаметр, м

масса, т

Размеры активной зоны, м.

высота диаметр

см ‘ о^ ^и4 3 2 6 0 04 1 2 3 2

см ‘ о^ ^и4 3 2 6 0 04 1 2 3 2

5 4 8

3

5 4 8

3

8 8 7, 1^2 W 14 2

8 8 7, 1^2 W 14 2

8

5 8

2 2

8

5 8

2 2

1000

33

15,7

289

322

300

66

3,3 (4,4尸*

33 (22)**

30 (4()戸

1000

33

15,7

289

322

300

66

3,3 (4,4尸*

33 (22)**

30 (4()戸

10,88

4,57

300

3,55

3,1

10,88

4,57

300

3,55

3,1

80-

80-

7

7

о 3 о , ,^

о 3 о , ,^

Характеристика

ВВЭР-44 0

ВВЭР-ЮОО

РБМК-ЮОО

РБМК-1500

* Температура n(>p<i перед турбинами.

** Для двухгодичного (трехгодичного) цикла

* * * Первая загрузи,! реактора имеет меньшее о6оган[епнс.

*4 рассчитано в предположении, что коэффициент нагрузки ЛЭС равен 0,8.

горые другие характеристики реакторов ВВЭР приведены на рис. 2.1 и в табл. 2.1.

Первый реактор типа ВВЭР мощностью 210 МВт (эл.) был введен в эксплуатацию на Нововоронежской АЭС в 1964 г., второй мощностью 365МВт (эл.)—— в 1969 г. в качестве II блока этой же АЭС. Опыт проектирования и эксплуатации этих реакторов позволил перейти к разработке первого серийного реактора ВВЭР-440. Начиная с 1971 г. реак* торы этого типа успешно эксплуатируются на ряде отечественных и зарубежных АЭС.

V блок Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР построен на основе реактора более высокой мощности ―■ ВВЭР-1000, который является головным новой серии отечественных водо-водяных энергетических реакторов [8].

Водо-графитовый канальный реактор РБМК (рис. 2.2) размещен в бетонной шахте (для реактора РБМК-1000 размером 21,6 X 21,6 X 25,5 м) и опирается на бетон с помощью метал* локонструкций. Вместе с кожухом они образуют герметическую полость — реакторное пространство. В нем находится графитовая клад- 3*

Рис. 2.2. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором РБМК:

；—реактор, 2 — графитовая кладка, 3 — биологическая защита； 4 — технологические каналы, 5 — барабан сепаратор 6 — турбогенератор, 7 — эжектор, 8 — конденсатор, 9 — кондся- сатоочистка, 10 — деаэратор, И — подпиточный насос, /2-•байпасная очистка на ионооб- мрлных фильтрах, 13 -- главный циркуляционный насос, /4 — вентиляционная труба, /5 — аэрозольные фильтр, 16 — газгольдер для выдержки газа, 27 — адсорбер СО2, СО,】L, NH§; /3 — компрессор, 19 — аэрозольный и иодный фильтры

ка (замедлитель нейтронов) с цилиндрическими отверстиями, в которых расположены технологические каналы (ТК) и каналы СУЗ. В каждом ТК установлено по две последовательно расположенные топливные сборки со стержневыми твэлами. Графитная кладка продувается азо!но-гелиевой смесью.

Для передачи тепла использована одноконтурная схема. Вода, проходя через ТК, нагревается до кипения. В барабаие-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбогенератор. После охлаждения пар конденсируется в воду, которую питательный насос возвращает в барабан-сепаратор.

Конструкция РБМК позволяет производить поканальную перегрузку топлива без остановки реактора. Это обеспечивает высокую падеж-

ность и техническую готовность реактора и дает возможность использовать различные топливные и конструкционные материалы и режимы работы топливной загрузки.

Выбор РБМК в качестве одного из серийных реакторов для развивающейся ядерной энергетики страны обусловлен его особенностями и опытом отечественного реакторостроения. На Первой АЭС был сооружен реактор канального типа. Опыт, полученный при ее эксплуатации и эксплуатации Сибирской АЭС и двух реакторов Белоярской АЭС, пущенных в 60-х годах, был использован при проектировании и строительстве мощного серийного отечественного реактора РБМК- 1000. Головными этой серии реакторов являются действующие реакторы I и II блоков Ленинградской АЭС нм. В. И. Ленина (ЛАЭС). Проектируются, строятся или уже работают другие АЭС или новые блоки на действующих станциях с реакторами этого типа. Началось строительство первой очереди Игналинской АЭС с двумя более мощными реакторами — РБМК-1500 электрической мощностью 1500 МВт каждый. Пуск этих реакторов положит начало новому поколению канальных реакторов, которые должны прийти на смену реакторам РБМК-Ю00. Строительство АЭС с реакторами РБМК-1500 сократит приведенные затраты на производство электроэнергии*.

Некоторые характеристики АЭС с серийным реактором РВМК-1000 и головным новой серии РБМК-1500 приведены в табл. 2.1.

В реакторе ВВЭР или РБМК герметичный металлический кожух твэлов (из циркониевого сплава) препятствует выходу радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель. Однако в процессе эксплуатации реактора в отдельных твэлах вследствие коррозии воз^ никают дефекты (как правило, микротрещины), через которые из топлива в воду выходит часть радиоактивных продуктов деления (в основном летучие вещества). Вместе с продуктами коррозии конструкционных материалов, также радиоактивных, они загрязняют воду первого коптура, увеличивая ее радиоактивность Для удаления накапливающихся в теплоносителе примесей и поддержания химического качества воды (pH, концентрации борной кислоты и т. д.) в реакторе действует байпасная система очистки теплоносителя (рис. 2.1 и 2.2).

В одноконтурных реакторах типа РБМК и а турбину поступает пар, образующийся при кипении воды в активной зоне. Он сам радиоактивен из-за нейтронной активации кислорода. Кроме того, в него переходит часть радиоактивных веществ, попавших в теплоноситель. По этой причине в турбинном зале АЭС с кипящим реактором прини-

密 В практике зарубежного энергетического реакторостроения ист реактора, аналогичного РБМК. По некоторым своим свойствам (одноконтурность, кипящий теплоноситель и др.) он близок к зарубежным корпусным кипящим реакторам с водой в качестве теплоносителя и замедлителя, обозначаемым сокращенно BWR (Boiling Water Reactor) и широко используемым наряду с реактором PWR в качестве энергетического реактора.

мают соответствующие меры по обеспечению радиационной безопасности.

В двухконтурной схеме ВВЭР первый и второй контуры изолированы друг от друга, поэтому радиоактивные вещества не переходят во второй контур и не вызывают его радиоактивного загрязнения. На практике из-за дефектов коррозионного происхождения в теплообменнике парогенератора могут возникнуть небольшие, допустимые условиями нормальной эксплуатации течи радиоактивной воды из первого контура во второй. Для удаления примесей и поддержания химического качества воды второго контура иа АЭС с реактором ВВЭР предусмотрена система очистки. Как показывают радиометрические измерения на действующих АЭС, радиоактивность воды во втором контуре на несколько порядков меньше, чем в первом 112].

Проектируемые и прогнозируемые ядерные реакторы. Необходимость расширения областей применения ядерной энергии и вовлечения новых видов ядерпого топлива в энергопроизводство требует создания реакторов нового тина. Важное значение в СССР и других странах придается разработке н использованию в ядерной энергетике реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, имеющих высокий коэффициент конверсии 238U -> 239 Ри или 2J2Th -> 233U. Как показывают теоретические и экспериментальные исследования, в таких реак' торах могут быть созданы условия для расширенного воспроизводства ядерпого топлива (КВ > I).

Среди различных вариантов реакторов-размножителей наибольшее внимание уделяется разработке и совершенствованию реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В СССР он получил сокращенное название реактор ЕН. Использование натрия в качестве теплоносителя обусловлено такими его свойствами, как высокая температура кипения (900——1000° С), высокие удельная теплоемкость и теплопроводность, малое сечение захвата быстрых нейтронов, низкая стоимость. Эти свойства натрия позволяют осуществлять охлаждение активной зоны при относительно высокой температуре (500—550° С на выходе из зоны), очень низком рабочем давлении (0,6—1 МПа), умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (2——5 m；zc) и малой мощности, требуемой на его прокачку по первому контуру [13—15].

Основной недостаток натрия как теплоносителя — его высокая химическая активность при взаимодействии с кислородом воздуха и особенно с водой. Циркулируя через активную зону, натрий становится радиоактивным за счет активации нейтронами. Кроме того, теплоно-

Рис. 2.3. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором БН:

/ — реактор; 2 — промежуточный теплообменник； 3 — парогенератор; 4 — турбогенератор； 5 — конденсатор; 6 — насос； 7 — насос второго натриевого контура; S — насос первого натриевого контура

ситель загрязняется за счет активированных продуктов коррозии и протечек продуктов деления из твэлов, потерявших герметичность. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменника, в реакторах типа БН применяется трехконтурная система теплоотвода (рис. 2.3). В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике.

Первая промышленная (демонстрационная) АЭС с реактором БН-350 была построена в СССР в 1973 г. в г. Шевченко. Она вырабатывает электроэнергию [мощность 125 МВт (эл.)1 и пресную воду (8,5 • 104 т в сутки). В 1979 г. введена в строй АЭС с энергетическим реактором БН-600 мощностью 600 МВт (эл.). Ожидается, что КВ реактора БН-600 будет равен 1,3 [9, 15].

На основании опыта строительства и эксплуатации действующих реакторов на быстрых нейтронах, а также многочисленных исследовательских и испытательных работ ведутся разработки и проектирование усовершенствованньтх реакторов БН-800 и БН-1600 электрической мощностью соответственно 800 и 1600 МВт. Эти реакторы предназначаются для серийного внедрения [13——151.

Для поиска альтернативных вариантов реакторов-размножителей исследуются возможности применения газовых теплоносителей, в частности гелия, и создания газовых реакторов на быстрых нейтронах (БГР). В реакторах этого типа ожидается получить КВ больший, чем в БН, что позволит уменьшить время удвоения топлива [13].

Рис. 24 Принципиальная схема АТЭЦ:

/ — реактор; 2 — парогенератор, 3 — турбогенератор; 4 — конденсатор; 5 — насосы; 6 — теп» лообменник

Для расширения области применения ядерной энергии, в частности для теплофикации городов, разрабатываются атомные ТЭЦ (АТЭЦ) и атомные станции теплоснабжения (ACT). При строительстве АТЭЦ могут быть использованы уже освоенные реакторы типа ВВЭР или РБМК с некоторыми изменениями, которые в основном коснутся паротурбинной части АЭС.

Для строительства ЛОТ целесообразно использовать специализированные реакторы, производящие низкопотенциалыюе тепло (70— 170° С) [8, 16- 18]. Такая специализация позволяет резко упростить и удешевить конструкцию реактора и основного оборудования н создать установки повышенной надежности и безопасности. Опыт разработок и эксплуатации реакторов ВВЭР, а также экспериментального кипящего реактора В К-50 ——хорошая основа для проектирования оптимального блока ACT.

Принципиальные схемы АТЭЦ и ACT приведены на рис. 2.4, 2.5. Чтобы исключить возможность попадания радиоактивных веществ в сетевую воду, используется трехкоптурная схема с более высоким давлением воды в сетевом контуре по сравнению с промежуточным.

Рис. 2,5. Принципиальная схема ACT:

/ — реактор, 2 — промежуточный теплообменник, 3 — сетевой теплообменник; 4—насосы; на схеме ACT указаны некоторые характеристики проекта АСТ-500 [16]

Для обеспечения большей безопасности работы реактора ACT, которая может быть максимально приближена к потребителю тепла, считается целесообразным применить интегральную компоновку оборудования первого контура и заключить его вместе с реактором в стальной или железобетонный корпус.

В непосредственной близости от Горького и Воронежа строятся две головные ACT, Начато строительство первой крупной АТЭЦ под Одессой. Запланировано строительство и других ACT и АТЭЦ [9].

Принципиально важное значение в СССР и за рубежом придается созданию высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Широкое применение реакторов этого типа связывают с разработкой и осуществлением атомно-водородной концепции, предусматривающей крупномасштабное производство водорода и электроэнергии с последующим их использованием в народном хозяйстве. Водород как энергоноситель может найти очень широкое применение и заменить дефицитное органическое топливо:

в энергетике ——для локальной выработки электроэнергии с помощью парогазовых турбин или электрохимических преобразователей; как топливо для электростанций, обеспечивающих пиковые нагрузки; для некопцентрированных потребителей тепла;

в черной и цветной металлургии^— для производства металлов из руды путем прямого восстановления смесью водорода и окиси углерода или чистым водородом; .

Рис. 2.6. Схема атомной станции с реактором Bl [ Р для производства электроэнергии и конверсии метана в смесь Н^+СО, которая может быть использована при производстве аммиака, железа, чугуна, синтетического газа я т п/—реактор, 2 — конвертор 3- парогенератор, 4 — Т)рбогенератор, 5 — конденсатор, 6 — насос, 7 ■ - циркуляццо11ныи га^одхвочпьШ насосРис. 2.6. Схема атомной станции с реактором Bl [ Р для производства электроэнергии и конверсии метана в смесь Н^+СО, которая может быть использована при производстве аммиака, железа, чугуна, синтетического газа я т п/—реактор, 2 — конвертор 3- парогенератор, 4 — Т)рбогенератор, 5 — конденсатор, 6 — насос, 7 ■ - циркуляццо11ныи га^одхвочпьШ насос

Рис. 2.6. Схема атомной станции с реактором Bl [ Р для производства электроэнергии и конверсии метана в смесь Н^+СО, которая может быть использована при производстве аммиака, железа, чугуна, синтетического газа я т п

/—реактор, 2 — конвертор 3- парогенератор, 4 — Т)рбогенератор, 5 — конденсатор, 6 — насос, 7 ■ - циркуляццо11ныи га^одхвочпьШ насос

Рис. 2.6. Схема атомной станции с реактором Bl [ Р для производства электроэнергии и конверсии метана в смесь Н^+СО, которая может быть использована при производстве аммиака, железа, чугуна, синтетического газа я т п

/—реактор, 2 — конвертор 3- парогенератор, 4 — Т)рбогенератор, 5 — конденсатор, 6 — насос, 7 ■ - циркуляццо11ныи га^одхвочпьШ насос

Рис. 2.7. Схема атомной станции с реактором ВТГР для производства з/сктро энергии и водорода в термохимическом, термоэлектрохимическом циклах или путем высокотемпературного электролиза (обозначения см па рис 2 6)

в химии — для синтеза аммиака, метана и других веществ; для производства жидкого и газообразного синтетического топлива из угля;

н а транспорте —— в качестве топлива для автомсбиль- ного и авиационного транспорта.

На рис. 2.6—2 8 приведены некоторые принципиальные схемы использования ВТГР.

В ВТГР в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя ——i елий. Выбор гелия для этой цели обусловлен его химической инертностью, практически нулевым сечением активации и поглощения нейтронов и удовлетворительными теплофизическими свойствами. Топливом служит смесь высокообогащенного урана или плутония с торием в форме окисного или карбидного соединения Благоприятная комбинация материалов в активной зоне позволяет получить высокую температуру теплоносителя на выходе из реактора (до 1000° С) и более эффективно использовать нейтроны, чем в легководном реакторе. Благодаря этому обеспечивается, во-первых, относитель-

Рис. 2.8. Схема атомной станции с реактором ВТГР для производства электроэнергии и пикового повышения мощности за счет дополнительного производства водорода н его сжигания для перегрева пара.

/> 3—7 — см на рис 2 6, 5 — перегреватель, 9 — накопители, 10 — электролизер

но высокий КПД теплового цикла (39——43%)网，во-вторых, больший КВ топлива, чем в современных реакторах [5, 19—21].

Относительно невысокое давление газа-теплоносителя (4—6 МПа) н другие его характеристики позволяют при конструировании реактора ВТГР применять железобетонный корпус и интегральную компоновку основного оборудования первого контура, что значительно облегчает решение проблем безопасности [19]

«Типичные» (репрезентативные) ядерные реакторы. Для удобства представления различного рода характеристик реакторов и обобщенных данных по воздействию АЭС на окружающую среду вводится понятие типичного реактора ВВЭР, Р6МК, БН, ВТГР и других типов мощностью 1000 МВт (эл.) (1 ГВт). Их характеристики выбирают на основе обобщения параметров действующих серийных реакторов либо известных из специальной литературы проектных или расчетных параметров перспективных реакторов.

23 Схемы ядерных топливных циклов

Аналогично понятию типичного ядерного реактора вводится понятие типичного ЯТЦ. Характеристики типичного цикла взяты в соответствии с рекомендациями специалистов из разных стран, проводивших

©©ЗаводЗаводКонецКонецоткртого цмнпаоткртого цмнпа©©ААLOgLOgОчисткаОчисткаХранилище твэловХранилище твэловОтработавшие твэлыОтработавшие твэлы「"АР) металчургичесни^「"АР) металчургичесни^I ЗахоронениеI твэловI ЗахоронениеI твэловРадиоактивные отходыРадиоактивные отходыV Транспортирование]Т5ЭЛОВV Транспортирование]Т5ЭЛОВ■Чвэлов■Чвэловп®п®，Разделение•изотопов，Разделение•изотоповРадисхи^ичеенииРадисхи^ичеенииУрановыйконцентратУрановыйконцентрат®®Хранилищер好юантн8нь.х uTxwiyХранилищер好юантн8нь.х uTxwiyУрановав рудаУрановав рудаРу吋кРу吋к®®Захоронениердцйоактивных■ отходовЗахоронениердцйоактивных■ отходов

©

©

Завод

Завод

Конец

Конец

откртого цмнпа

откртого цмнпа

©

©

А

А

LOg

LOg

Очистка

Очистка

Хранилище твэлов

Хранилище твэлов

Отработавшие твэлы

Отработавшие твэлы

「"АР) металчургичесни^

「"АР) металчургичесни^

I Захоронение

I твэлов

I Захоронение

I твэлов

Радиоактивные отходы

Радиоактивные отходы

V Транспортирование

]Т5ЭЛОВ

V Транспортирование

]Т5ЭЛОВ

■Чвэлов

■Чвэлов

п®

п®

，Разделение•изотопов

，Разделение•изотопов

Радисхи^ичеении

Радисхи^ичеении

Урановыйконцентрат

Урановыйконцентрат

®

®

Хранилище

р好юантн8нь.х uTxwiy

Хранилище

р好юантн8нь.х uTxwiy

Урановав руда

Урановав руда

Ру吋к

Ру吋к

®

®

Захоронениердцйоактивных■ отходов

Захоронениердцйоактивных■ отходов

Рис. 29 Схема типичных открытого и замкнутого (с рециклом U и Ри) ЯТЦ для АЭС с реактором на тепловых нейтронах (около предприятий указаны характерные для них и значимые для цикла в целом факторы воздействия (см. § 2.4) на окружающую среду):

Р, Т и X — соответственно радиоактивное, тепловое и химическое загрязнения; РЗ. РВ и РЭ — расход соответственно земельных площадей, воды и энергоресурсоы

исследования по программе «Международная оценка ядер кого топливного цикла» (МОЯТЦ) [22].

Схема ЯТЦ для АЭС с легководным реактором на тепловых нейтронах ВВЭР (PWR), BWR или РБМК приведена на рис. 2.9. Начальная стадия этого цикла состоит из следующих этапов: 1) добыча урановой руды в руднике; 2) переработка руды и получение урана на гидрометаллургическом заводе (как правило, в виде природного соединения U3O8); 3) конверсия U3O8 в газообразную форму UFe, необходимую в технологии разделения изотопов; 4) обогащение урана на заводе по разделению изотопов； 5) конверсия UFe в порошок UO2 и изготовление топлива (этот порошок спекается в топливные таблетки, и ими заполняются твэлы); 6) транспортирование топлива между различными предприятиями начальной стадии.

Современная ядерная энергетика работает (за редким исключением) по открытому, или неполному, циклу, который заканчивается хранением отработавшего топлива, выгруженного из реактора. Это связано с тем, что пока не было необходимости в переработке топлива с целью возврата (рецикла) остаточного делящегося материала в цикл.

На рис. 2.10, а приведена диаграмма потоков топлива и отходов типичного открытого ЯТЦ для легководного реактора, соответствующих рекомендациям МОЯТЦ [22]. Характеристики этого цикла получены обобщением параметров открытых циклов для легководных реакторов типа корпусных под давлением ВВЭР (PWR) и кипящих BWR.

Рекомендуемые характеристики цикла в той или иной степени могут не соответствовать параметрам конкретных отечественных или зарубежных реакторов. Например, эти характеристики более или менее хорошо совпадают с параметрами реактора ВВЭР-440, но некоторые из них существенно отличаются от параметров цикла реакторов ВВЭР-1000 или РБМК-1000, РБМК-1500 (см. табл. 2.1). Переход к типичному циклу рассматривается как путь усреднения и обобщения параметров реальных циклов, удобный для разного рода оценочных расчетов, прогнозов, и т. п., в том числе при рассмотрении проблем безопасности ядерной энергетики. Аналогичным образом следует относиться и к другим описываемым ниже типичным циклам.

В соответствии с планами развития ядерной энергетики во многих странах в 80-х и начале 90-х годов будет осуществляться переход на замкнутый, или полный, ЯТЦ —— с переработкой облученного топлива. Такой переход необходим, так как повышаете兄 экономичность цикла и радиоактивные отходы переводятся в более стабильные и прочные твердые формы перед их захоронением, при этом из отходов будет извлекаться некоторая часть полезных радионуклидов.

Заключительная стадия замкнутого ЯТЦ состоит из следующих этапов: 1) хранение отработавшего топлива (как правило, в специаль* ных хранилищах на территории АЭС); 2) транспортирование отрабо^ тавшего топлива от АЭС к радиохимическому заводу (РХЗ); 3) пере-

Отработавшее ТОКНКЗ} ?и (0 83%) 35 芍Pu O32rПД 〜М(1 5-ЮйНи>|ТПЭ -*6чгОтработавшее ТОКНКЗ} ?и (0 83%) 35 芍Pu O32rПД 〜М(1 5-ЮйНи>|ТПЭ -*6чг

Отработавшее ТОКНКЗ} ?

и (0 83%) 35 芍

Pu O32r

ПД 〜М

(1 5-ЮйНи>|

ТПЭ -*6чг

Отработавшее ТОКНКЗ} ?

и (0 83%) 35 芍

Pu O32r

ПД 〜М

(1 5-ЮйНи>|

ТПЭ -*6чг

118T(U+Pu)118T(U+Pu)114т U(° 71%)114т U(° 71%)ббРис. 2 10. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных к выработанной энергии 1 ГВт(эл) год, для типичных открытого (а) и замкнутого (6) ЯТЦ с легководным реакторомПД — продукты деления (после 150 суточной выдержки) ТПЭ — транспл),тониевые элементы (америций и кюрий)Рис. 2 10. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных к выработанной энергии 1 ГВт(эл) год, для типичных открытого (а) и замкнутого (6) ЯТЦ с легководным реакторомПД — продукты деления (после 150 суточной выдержки) ТПЭ — транспл),тониевые элементы (америций и кюрий)

118T(U+Pu)

118T(U+Pu)

114т U(° 71%)

114т U(° 71%)

б

б

Рис. 2 10. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных к выработанной энергии 1 ГВт(эл) год, для типичных открытого (а) и замкнутого (6) ЯТЦ с легководным реактором

ПД — продукты деления (после 150 суточной выдержки) ТПЭ — транспл),тониевые элементы (америций и кюрий)

Рис. 2 10. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных к выработанной энергии 1 ГВт(эл) год, для типичных открытого (а) и замкнутого (6) ЯТЦ с легководным реактором

ПД — продукты деления (после 150 суточной выдержки) ТПЭ — транспл),тониевые элементы (америций и кюрий)

работка облученного топлива на РХЗ и обработка радиоактивных, отходов; 4) хранение радиоактивных отходов; 5) их транспортирование и 6) захоронение.

Рис. 2 11. Схема ЯТЦ и потоки топлива п отходов для АЭС с реактором на быстрых нейтронах [на 1 ГВт(эл ) юд, потери U и Ри при изготовчсиии топлива не показаны, ТУЭ ― трапс\ раковые змемепты]

На третьем этапе этой стадии остаточное топливо и полезные радионуклиды отделяют от отходов, отходы же переводят в физико-химическую форму, удобную для хранения и захоронения. Выделенный из топлива уран возвращают обратно в цикл. В результате потребности в природном уране в закрытом цикле примерно на 16% меньше по

Рис. 2.12. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных энергии 1 ГВт(эл.) - год, для типичного ЯТЦ с реактором ВТГРРис. 2.12. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных энергии 1 ГВт(эл.) - год, для типичного ЯТЦ с реактором ВТГРк выработаннойк выработанной

Рис. 2.12. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных энергии 1 ГВт(эл.) - год, для типичного ЯТЦ с реактором ВТГР

Рис. 2.12. Диаграмма потоков тяжелых элементов, отнесенных энергии 1 ГВт(эл.) - год, для типичного ЯТЦ с реактором ВТГР

к выработанной

к выработанной

сравнению с открытым циклом. Изучаются две возможности использования выделенного плутония в качестве ядерного топлива: 1) накопление и использование в дальнейшем в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах; 2) возврат в топливный цикл реакторов па тепловых нейтронах.

На рис. 2.10, б приведены годовые потоки топлива и отходов для типичного замкнутого топливного цикла с легководным реактором [22]. В нем осуществляется возврат в цикл как U, так и Ри, выделяемых из отработавшего топлива. Реализация замкнутого топливного цикла привела бы к 40%-ной экономии природного урана как исходного топлива для легководных реакторов.

Из технико-экономического анализа заключительной стадии цикла следует, что производительность РХЗ должна быть очень большой — не менее 1500 т/год [23] (в этом случае удельная стоимость переработки и других технологических процессов стадии станет приемлемой). Значение 1500 т/год наиболее характерно для производительности рассматриваемых в научно-технической литературе гипотетических РХЗ и опубликованных реальных проектов [23], поэтому производительность типичного завода взята равной 1500 т/год.

Необходимо отметить, что такой РХЗ способен обеспечить переработку топлива, поступающего с большого количества АЭС общей мощностью до 50 ГВт (эл.). Это делает его уникальным предприятием ЯТЦ. Большая производительность РХЗ определяет его особые характеристики с точки зрения возможного воздействия на окружающую среду.

На рис. 2.11 и 2.12 приведены схемы типичных топливных циклов с реакторами БН и ВТГР [22]. Для реактора на быстрых нейтронах

в соответствии с его назначением (обеспечивать расширенное воспроизводство Ри из 238U) топливной загрузкой служат Ри и природный или обедненный уран. Потребности в таком уране составляют примерно 1,4 т на 1 ГВт (эл.) - год.

Виды и особенности воздействия предприятий ЯТЦ на окружающую среду —

Известны следующие виды воздействия ЯТЦ на окружающую среду: 1) расход природных ресурсов (земельных площадей, воды, разного рода материалов и др.), 2) химическое, 3) тепловое, 4) радиоактивное загрязнения. Ни ио одному из этих воздействий ЯТЦ не уникален. Все они присущи также энергетике на органическом топливе, в том числе и радиоактивное загрязнение. Например, ТЭС, работающая на угле, может оказывать даже большее радиационное воздействие на население, чем АЭС равной мощности в нормальном режиме работы (см. часть 6).

По первым трем видам воздействия между ядерным и неядерным топливными циклами имеется большое сходство. При добыче и переработке урановой или ториевой руды отчуждаются значительные земельные площади (например, под карьеры при открытых разработках и для размещения отвалов пустой породы л отходов). На этапах лере- работки руды и топлива используется большое количество химических реагентов, частично попадающих в окружающую среду и загрязняющих ее химическими токсическими веществами.

На АЭС при производстве энергии ос^чцествляется тот же паротурбинный цикл преобразования тепла, что и в обычной энергетике. Поэтому до 70% энергии, выделившейся в реакторе, поступает в окружающее пространство, приводя к тепловому загрязнению биосферы аналогично тепловому воздействию ТЭС. Однако этому воздействию ЯТЦ присущи некоторые особенности, которые заставляют уделить большее внимание проблеме теплового загрязнения, чем это было до сих пор в обычной энергетике. Во-первых, имеются количественные отличия не в пользу ядерной энергетики, которые подробнее рассмотрены в гл. 10. Во-вторых, при тенденции к укрупнению энергетических станций ЯТЦ предоставляет хорошие возможности: малые массовые потоки и соответственно намного меныная зависимость от транспорта в принципе позволяют строить АЭС во много раз более мощные, чем современные ТЭС. Существует предложение о строительстве сверхмощных энергетических объектов — ядерных энергетических центров мощностью 30- 50 ГВт (зн.) 124]. Все это приводит или может привести к значительному росту локальных тепловых сбросов.

Кроме того, ядерная энергетика начала развиваться в то время, когда в промышленно развитых регионах (экономически наиболее подходящих для размещения АЭС), как правило, испытывается недостаток в земельных и водных ресурсах. Это усложняет выбор оптимального способа сброса тепла.

Тип реактораДоля установленной мощности ядерной энергетики 先19^0 г 12000 гJIBP 衣86,390」HWR м£87,513H (LMFBR)0,71 0ВТГР0,6Другие типы8,2£8Тип реактораДоля установленной мощности ядерной энергетики 先19^0 г 12000 гJIBP 衣86,390」HWR м£87,513H (LMFBR)0,71 0ВТГР0,6Другие типы8,2£8Т а 6 л н и а 2 2 Структура ядерной энергетики мира в 1980 г. и ее прогноз Hd 2000 г, [25]Т а 6 л н и а 2 2 Структура ядерной энергетики мира в 1980 г. и ее прогноз Hd 2000 г, [25]* ТВР — .nei ководнын реактор типаВВ9Р (PWR) BWR РБМК и 屮HWR (Heavx Water Reucior) — тяже* повод! ^ii реактор* ТВР — .nei ководнын реактор типаВВ9Р (PWR) BWR РБМК и 屮HWR (Heavx Water Reucior) — тяже* повод! ^ii реакторВсе виды нерадиационного воздействия ядерной энергетики рассмотрены в части 5

Тип реактора

Доля установленной мощности ядерной энергетики 先

19^0 г 1

2000 г

JIBP 衣

86,3

90」

HWR м

£8

7,5

13H (LMFBR)

0,7

1 0

ВТГР

0,6

Другие типы

8,2

£8

Тип реактора

Доля установленной мощности ядерной энергетики 先

19^0 г 1

2000 г

JIBP 衣

86,3

90」

HWR м

£8

7,5

13H (LMFBR)

0,7

1 0

ВТГР

0,6

Другие типы

8,2

£8

Т а 6 л н и а 2 2 Структура ядерной энергетики мира в 1980 г. и ее прогноз Hd 2000 г, [25]

Т а 6 л н и а 2 2 Структура ядерной энергетики мира в 1980 г. и ее прогноз Hd 2000 г, [25]

* ТВР — .nei ководнын реактор типа

ВВ9Р (PWR) BWR РБМК и 屮

HWR (Heavx Water Reucior) — тяже* повод! ^ii реактор

* ТВР — .nei ководнын реактор типа

ВВ9Р (PWR) BWR РБМК и 屮

HWR (Heavx Water Reucior) — тяже* повод! ^ii реактор

Как и энергетика на органическом топливе, ЯТЦ вовлекает в производство некоторое количество ес- гественных радиоактивных веществ (Ra, Rn и др ), присутствующих в топливе или сопровождающей его породе Однако важнейшая особенность ЯТЦ заключается в том, что в процессе производства энергии на АЭС образуется большое количество потенциально опасных искусственных радиоактивных веществ Попадание в окружающую среду даже малой части этих веществ мо

жет привести к опасным для человека последствиям Поэтому задача обеспечения разнацно】шон безопасности ЯТЦ состоит в гем, чтобы полностью изолировать радиоактивные вещества от биосферы на всех стадиях топливного цикла, включая захороиениг радиоактивных отходов, а возможные утечки этих веществ в окружающую среду как при нормальной режиме работы, так и при возможных аварийных

ситуациях уменьшить до минимума

С этой точки зрения особое место занимает АЭС, так как именно в процессе ее работы образуется подавляющая часть искусственных радиоактивных продуктов, активность которых в реакторе чрезвычайно высока (〜1010 Ки) вследствие присутствия большого количества ошосительно короткоживущих нуклидов По 31HM причинам проблемы радиационном безопаслосли АЭС в нормальном режиме работы и

при возможных аварийных ситуациях рассмотрены в отдельных главах (см. гл 5 и 6) Другим предприятиям цикла посвящена гл 7 Там же обсуждаются воздействия ЯТЦ на биосферу в региональном и глобальном масштабах и изменения этого воздействия с течением времени, а также приведены результаты исследований радиационного воздействия цикла в целом на окружающую среду.

Ословная час1Ь радиоактивных отходов ЯТЦ обладает высокой уде7ыюй активностью Кроме того, некоторые из присутствующих в них радионуклидов имеют большие периоды полураспада Тх/2 Напрнмер, для '°Sr и 137Cs Т”？ & 30 」ет, для ряда трансурановых нуклидов Т1/2 > 1000 лет Распад 90Sr п 137Cs до приемлемой уаеаь- ной активности происходит примерно за 600 лет, дчя трансурановых элементов требуются в сотни раз большие времена В связи с этим перед ядерной энергетикой стоит очень серьезная проблема удаления радиоактивных отходов, обеспечивающего их изоляцию от биосферы в течение указанных выше периодов времени. Эта проблема рассматривается в части 6

В книге основное внимание уделено анализу предприятий ЯТЦ I легководными реакторами на тепловых нейтронах. (На рис. 2.9, где I имволически изображены предприятия цикла, около этих предприя- ши указаны характерные для них виды воздействия.) Это обусловлено * ледующими причинами' 1) для этого цикла накоплен достаточно большой фактический материал, включающий результаты натурных, экспериментальных и теоретических исследований, чего нет для других циклов; 2) согласно существующим прогнозам до 2000 г. основная часть энергии в ядерной энергетике будет производиться легководными реакторами (табл 2 2); 3) характер воздействия предприятий дру- I их циклов качественно не отличается от традиционного в ядерной энергетике, некоторые количественные отличия не могут в сильной степени изменить представление о взаимодействии систем ядерная энергетика ■— биосфера

В конце гл. 7 рассмотрены возможные изменения воздействия предприятий ядерной энергетики на окружающую среду в связи с прогнозируемыми или предполагаемыми переходами на нетрадиционные схемы топливного цикла.

22

2

2

Основы

радиацио«и©й 關щиты

Радиационная безопасность человека обеспечивается системой закоиодательлых мер (в том числе нормами радиационной бсзоиаслости), направленной на ограничение веммо小汀力门) о6л\челия населения и персонала в рез\льгате использования источликов иоии nip\ ющего нзнучсн只 На\ чпым базисом этой системы слу/ка[ знания о действии ионизирующего излучения па живой организм, а также о закономерностях миграции радионуклидов в окружающей среде и их метаболизма в opi аипзме человека Эти знания и соответств\ ющая нм cin icmh законолагелгигич мер "㈠ ра■шапишшой безопасности непрерывно изменяются по i в.чняппем накан.шваюгцепся информации Процесс эволюции с“к・ прод().1/каек я. п современные' продетавлсиня о 6nonc)i пчсском кчк 1 uni! и 4,ч\ чения цепь ^я стшгать окопчаюлыю \становпвпи1\шся Тем не менее нс б\дет иреувеличелием сказать, что сисгсза мер п норм радиа/шопной безопасности — одна из наиболее совершенных в санитарном законочатсльстве.

Глава 3

Биологическое действие ионизирующих излучений

Основные понятия и терминология

Действие ионизирующих излучений на вещество проявляется в ионизации атомов и молекул, входящих в состав вещества. Мерой этого воздействия служит поглощенная доза D ——средняя энергия, переданная излучением единице массы вещества. Единица* поглощенной до^ зы — грей (Гр): 1 гр = 1 Дж/кг [2].

Детальные исатедования биологических эффектов, вызываемых различными ионизирующими излучениями, показали, что повреждение ткани связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации, нлн, иначе, линейная передача энергии (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы Н, которая определяется равенством

(3.1)(3.1)Н = DQ,

(3.1)

(3.1)

где D — поглощенная доза; Q — безразмерный коэффициент качества. Он предназначен только д^чя использования в области радиационной защиты и характеризует биологическую эффективность ионизирующего излучения данного вида при хроническом облучении малыми дозами. Величина Q для рассматриваемых в настоящей монографии видов излучения равна 12]:

для / и ^-излучений; для ct-излучения.для / и ^-излучений; для ct-излучения.

для / и ^-излучений; для ct-излучения.

для / и ^-излучений; для ct-излучения.

Единицей измерения эквивсигентной дозы служит зиверт (Зв). Для у・ и р-излучепия 1 Зв — 1 Гр. Для сокращения записи в последующем в тех местах, где это не приведет к недоразумениям, вместо термина «эквивалентная доза» будет использоваться термин «доза».

В реальных условиях облучение часто бывает неравномерным по всему телу. Например, при внутреннем облучении, возникающем при попадании радионуклидов внутрь организма, воздействию могут подвергаться отдельные органы и ткани. В то же время часто требуется оценить и сравнить между собой возможный ущерб здоровью человека от облучения разных органов. Для этой цели МКРЗ введено понятие эффективней эквивалентной дозы ("е), которая определяется соотношением ， ' •

Не - £3m〃m， (3-2) т

где Нт — среднее значение эквивалентной дозы в т-м органе или ткани; о)т --- взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результате облучения органа и^и ткани т к риску смерти от облучения всего тела при одинаковых эквивалентных дозах (табл. 3.1). Иначе говоря, коэффициент о)т позволяет пересчитать дозу облучения органа т на эквивалентную по риску смерти дозу облучения всего тела.

Таблица 3.1. Коэффициенты ①巾 для различных органов и тканей организма человека, рекомендованные МКРЗ [t]

Орган или ткань

Орган или ткань

Половые железы

0,25

Щитовидная железа

0,03

Молочная железа

0,15

Кость (поверхность)

0,03

Красный костный мозг

0,12

Остальные органы (ткани)

0 30

Легкие

0,12

Понятие эффективной эквивалентной дозы применяют в случае расчета возможности возникновения стохастических (вероятностных) эффектов радиационного воздействия, наиболее важных с точки зрения проблем радиационной безопасности — злокачественных новообразований. Таким образом, введение понятия эффективной эквивалентной Дозы позволяет сравнить между собой различные случаи облучения с точки зрения возможного риска отдаленных последствий (например, риск от облучения всего тела с риском облучения щитовидной железы или легких), а также оценить суммарный риск при облучении различных органов.

Для оценки стохастических эффектов воздействия ионизирующего излучелия на персонал или население в специальной литературе часто используется особый количественный показатель, называемый коллективной дозой. Коллективная дозаЗ в результате какого-либо вида деятельности или за счет некоторого источника определяется выражением

S =『％ (") "d", (3.3)

где N (") dH — количество лиц, получающих дозу в пределах от Н до// + d". В качестве исходного параметра — дозы в данной формуле может быть использована либо эквивалентная доза облучения т-го органа Нт, либо эффективная эквивалентная доза Не, что соответственно отразится и на результатах. В первом случае будет получена коллективная доза Sm облучения т~го органа или ткани организма человека, во втором — эффективная эквивалентная коллективная доза Sb облучения населения [3].

Единицей коллективной дозы служит человеко-зиверт, В ряде случаев, когда рассматривается облучение всего населения страны или его крупных групп, для выражения риска, сопутствующего каждому члену облучаемого коллектива, используется понятие средней индивидуальной (удельной коллективной) дозы ", т. е. коллективной дозы, нормированной на одного человека. Концептуальная особенность этой дозы в том, что она не может быть инструментально измерена (численно она может совпадать со средней из репрезентативного ряда измеренных индивидуальных доз). Средняя индивидуальная доза отражает неперсонифицированный риск для каждого члена коллектива.

В дозиметрии и радиобиологии широко используется поняше мощности дозы, равной изменению дозы в единицу времени. Например, мощность Ь поглощенной дозы определяется как производная от D ⑴ по времени i:

力=dD (t)/dt.

Аналогично определяется мощность доз Ht Не и S. В экспериментальной радиобиологии, где, как правило, применяются дозы большой мощности, за единицу времени чаще всего принимается минута В нормах радиационной безопасности в качестве единицы времени, как лравпло, используется год и, как следствие этого, понятие годовой дозы излучения.

Для оценки полного радиационного воздействия на группу Hacevie- ния, создаваемого некоторым источником радиоактивного загрязнения биосферы, используется понятие ожидаемой коллективной дозы SA Она определяется как

S。= F* (0 dt,(3.4)

б

где S (0 ——мощность коллективной дозы, которую получает рассматриваемый контингент лиц, например население земного шара или ограниченная группа людей, находящихся в контакте с источником излучения; интегрирование по времени / в (3.4) проводится от момента поступления радионуклидов в биосферу (принимаемого за 0) до бесконечности, Иначе говоря, ожидаемая доза представляет собой полную сумму доз от начала воздействия до его прекращения, обусловленного радиоактивным распадом или удалением радионуклидов из окружающей среды (например, в результате оседания на дно океана в форме соединений, из которых они практически не мигрируют).

Кроме ожидаемой дозы Sc используется также понятие неполной ожидаемой дозы:

а ''макс

Sh= j S(t)dt.(3.5)

От Sc она отличается тем, что верхний предел интегрирования / — сю заменен некоторым конечным значением /макс. Первоначально величина S： была введена для оценки максимального значения мощности дозы S или средней индивидуальной //, которую получит население в некоторый момент времени / 扌 /макс в результате длительного действия рассматриваемого источника в течение времени /макс на постоянном уровне ([31, т. 1, с, 64). Затем эта величина стала использоваться и для других целей (см. § 4.3).

Для оценки ущерба за счет радиационного воздействия на население в книге используется также дисконтированная ожидаемая кол-

лективная доза S/. Она определяется как

S£ =『S (/) exp (―")成. (3.6) о

Здесь exp (——е/) — хорошо известная в экономике функция дисконтирования; е — норматив приведения затрат к единому времени, год-1. В отличие от 5е, определяемой формулой (3.4), в (3.6) интегрирование (суммирование) величин S (/) осуществляется с учетом временного взвешивающего фактора ехр (— е/). Необходимость его учета вытекает из экономического подхода к оценке ущерба [4, 5] (см. § 4.1 и часть 3).

Основные эффекты действия ионизирующих излучений на живой организм

К изучению биологического действия ионизирующего излучения присолили егце в первые десятилетия нашего столетия, когда стали известны факты его вредного влияния на организм человека. Интерес к этому изучению и необходимость в нем резко возросли в 40-х годах после первых испытаний и применения ядериого оружия и особенно в 50・х годах, когда ядерная энергия стала применяться в различных областях человеческой деятельности в мирных целях. Начали интенсивно развиваться радиобиология, радиационная гигиена, радиационная экология и другие науки, ориентированные на всесторонние исследования биологических эффектов ионизирующего излучения и выработку средств и методов радиационной защизы. К настоящему времени накоплен большой объем знаний о биологическом действии нзлу- чения. Достижения современной пауки позволили создать прочный фундамент для системы законодательных мер по обеспечению радиационной безопасности человека.

В результате экспериментов на животных и изучения последствий облучения людей при атомных взрывах в Хиросиме и Нагасаки, а также при авариях наиболее хорошо изучено однократное действие остропоражающих доз (порядка нескольких зивертов н выше), приводящих к смерти или вызывающих лучевую болезнь. Изучена также законоуерности хронического радиационного воздействия на человека при больших дозах обручения (более 10 Зв за несколько лет), поскоа| ку случаи подобного рода имели место в начальный период открытие радиоактивности и работы с радионуклидами, когда не было разветвленной и стройной системы радиационной защита. Проявления хронического облучения весьма многообразны (хроническая лучевая болезнь при общем облучении, поражения кожи, хрусталика, костного мозга, пневмосклероз и т. д.), они возникают лишь при дозах порядка гескольких зивертов и выше.

Поражения, возникающие спустя длительный срок после однократною или хронического облучения, называют отдаленными эффектами, Псмимо указанных видов поражений в отдаленном периоде

после облучения могут возникать еще два вида эффектов, которые называют стохастическими: а) соматические (телесные) эффекты облучения——злокачественные опухоли и б) генетические эффекты — врожденные уродства и нарушения, передающиеся по наследству. Эффекты обоих типов возникают в результате мутаций и других нарушений в клеточных структурах, ведающих наследственностью: в первом случае (соматические заболевания)——в неполовых соматических клетках различных органов и тканей, во втором — в половых клетках яичников и семенников.

Особенность обоих видов реакций, как соматических, так и генетических, заключается в стохастической (вероятностной) природе проявления эффекта. Принято считать, что суммарный эффект при облучении данной группы особей определяется коллективной дозой, а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо. Так, при дозе облучения 1 Зв контингента в 1000 чел. (коллективная доза 1000 чел-Зв) можно ожидать п эффектов (например, 10 случаев рака), однако нельзя предсказать, у кого именно они выявятся. Более того, если коллективная доза 1000 чел-Зв «набрана» при условиях неодинакового облучения, можно лишь предсказать конечный результат — 10 дополнительных случаев рака, однако при зтом индуцированный облучением рак может возникнуть' у человека, получившего дозу облучения, например, 1 Зв, а не у другого, по.тучившего дозу облучения 3 Зв и больше,”

Весьма важно, что согласно современным представлениям выход генетических и соматико-стохастических эффектов в диапазоне доз, реально встречающихся в обычнг^х условиях, мало зависит от мощности дозы. Это означает, что эффект определяется прежде всего суммарной накопленной дозой вне зависимости от того, получена она за 1 день, 1 с или за 50 лет [3, 6]. Таким образом, оценивая эффекты хронического облучения, следует иметь в виду, что эти эффекты накапливаются в организме в течение длительного времени.

Все описанные выше эффекты радиационного воздействия, в том числе соматико-стохастические (раковые заболевания) и генетические повреждения, реально регистрировались у человека, как правило, лишь при воздействии больших доз (более 0,5 Зв). Эта область доз находится выше тех уровней, воздействию которых подвергается персонал и тем более население за период работы или всей жизни в обычных условиях производственной деятельности или проживания.

Подробные сведения об уровне облучения населения СССР за счет различных естественных и техногенных источников приведены ниже (см. табл. 4.3). Здесь же отметим, что, например, средняя индивидуаль- * ная эффективная эквивалентная доза облучения человека равна примерно 1 мЗв в год за счет естественного радиационного фона, 7,5— 10 мЗв в год для персонала промышленных реакторов и АЭС, 0,2—— 10 мкЗв в год для населения, проживающего вблизи АЭС [3, 7——10]. Накопленная в течение всей жизни человека доза за счет естественного

радиационного фона не превышает, как правило, 0,1 Зв, а доза профессионального облучения персонала АЭС за 25 лет работы составляет в среднем 0,19——0,25 Зв [7, 9]. Накапливаемая в течение жизни современным человеком, не связанным на производстве с облучением, доза, обусловленная естественным радиационным фоном, антропогенно- измененным фоном (главным образом за счет естественных радионуклидов, содержащихся в бетоне и других строительных материалах), а также облучением при медицинских диагностических процедурах, достигает ныне в СССР и других промышленно развитых странах в среднем примерно 0,25—0,28 Зв [10].

Таким образом, с точки зрения организации системы радиационной защиты, включая проблемы нормирования радиационного воздействия, наибольший интерес представляют сведения о биологических эффектах ионизирующего излучения в области суммарных доз, не превышающих нескольких десятых долей зиверта. Для определенности в данной книге эта область названа областью «малых доз». Следовательно, под малыми дозами подразумеваются дозы, близкие к дозам за счет естественного радиационного фона, а также дозы, не превышающие нескольких сантизивертов в год при многолетнем облучении.

Биологические эффекты малых доз. В настоящее время, основываясь на данных многочисленных и длительных наблюдений за персоналом, а также населением, подвергшимся воздействию повышенных доз (облучение в районах повышенного естественного радиационного фона, облучение в медицинских целях и т. д.), можно с определенностью заключить, что длительное облучение при дозах до 5 сЗв у взрослого практически здорового человека (персонала) или дозах до нескольких миллизивертов в год у населения в целом не вызывает никаких неблагоприятных соматических сдвигов, реально регистрируемых с помощью современных методов исследования [3].

Иначе обстоит дело с освещением вопроса о генетических и соматикостохастических эффектах малых и «сверхмалых» (доли естественного радиационного фона) доз. В настоящее время, несмотря на большое число выполненных исследований, нет прямых доказательств существования этих эффектов. Однако отсюда не следует, что они действительно отсутствуют. Дело в том, что обнаружение таких биологических эффектов затруднительно из-за малой вероятности их появления. Кроме того, оно усложняется относительно большой частотой «естественных», или, иначе, спонтанных, злокачественных новообразований и генетических повреждений, которые невозможно исключить во время проведения экспериментов над животными или эпидемиологических исследований над коллективами людей. Ввиду этого некоторое дополнительное количество злокачественных опухолей, индуцированных облучением или химическими канцерогенами, трудно обнаружить как в реальной жизни, так и в эксперименте [11].

Для обнаружения биологических эффектов малых доз требуется получить данные, основанные на очень большой статистике. Например, чтобы выявить в экспериментах на животных канцерогенную эффек-

Таблица 3.2. Коллективная доза, необходимая для получения 95%-ной вероятности обнаружения увеличения частоты развития раковых опухолей [12]

Контингент, заболевание

Коллективная доза, чел-Зв

Не

Контингент, заболевание

Коллективная доза. чел-Зв

11У

Дети

Взрослые

Лейкемия

3100

10

Лейкемия

1000

20

Рак щитовидной железы

7000

10

Рак молочной железы

4200

20

11рочие виды рака

3100

10

Рак легких

40 000

20

Прочие виды рака

120 000

20

тивпость дозы облучения 1 мЗв, необходимы подопытная группа животных минимум в 100 тыс. особей и наблюдение за ними после облучения в течение всей их жизни. В этом случае можно ожидать обнар)- жения одного ракового заболевания во всей группе, если предположить максимально возможный выход раковых заболеваний, соответствующий беспороговой линейной связи между дозой и эффектом (в этом предположении доза 1 мЗв вызывает раковое заболевание с вероятностью 10~5). На самом деле ввиду возникновения у животных спонтанных опухолей для статистически достоверного обнаружения эффектов малых доз требуются однородные опытные и контрольные группы значительно большей численности, что делает постановку подобных исследований нереальной. Но этой же причине невозможно найти эффект малых доз путем эпидемиологических исследований канцерогенного воздействия повышенного естественного радиационного фона па человека, тем более дополнительных доз ниже естественного фона. В табл. 3.2 приведены значения коллективной дозы, необходимые для обнаружения увеличения частоты раковых опухолей с 95%-ной вероятностью при облучении группы населения или персонала [12]. Эти дозы настолько велики, что становятся совершенно очевидными огромные трудности получения каких-либо достоверных указаний на канцерогенное действие малых доз облучения. На практике удавалось обнаружить повышение заболеваемости раком у работников производств, где присутствовали канцерогенные химические факторы, только в случаях, когда заболеваемость превышала обычную не менее чем на 200—400%.

Таким образом, результаты многих эпидемиологических исследо- вапий, при которых не было обнаружено эффекта малых доз облучения, не могут быть доказательством отсутствия такого эффекта; в них не были учтены изложенные выше статистические закономерности. Аналогичным образом не могут быть доказательными эксперименты на животных, в которых был «обнаружен» порог, т. е. отрицательный или нулевой результат относительно связи между дозой облучения и увеличением частоты раковых заболеваний.

Таким образом, эксперименты на животных не дают доказательств ни наличия, ни отсутствия порога канцерогенного действия (13]. Ответ на этот вопрос может быть получен при рассмотрении патогенетических основ канцерогенеза [14].

Концепция беспороговой линейной зависимости доза — эффект

В радиобиологических экспериментах на клеточном и молекулярном уровнях показана возможность даже единичных актов ионизации вызвать нарушение некоторых наследственных механизмов. Кроме того, из теоретических представлений о процессах возникновения рака и генетических заболеваний следует, что нельзя исключить вероятности возникновения соответствующих нарушений в клеточных структурах при малых дозах облучения н соматико-стохастических и генетических эффектов, обусловленных этими нарушениями. При отсутствии прямых доказательств влияния облучения в малых дозах или, напротив, безвредности такого облучения и с учетом необходимости осторожного, гуманного подхода к нормированию радиационного воздействия при выработке норм радиационной безопасности была предложена гипотеза об отсутствии порога для стохастических эффектов облучения и о линейной зависимости между дозой и эффектом в области малых доз. Эта гипотеза в виде официальной концепции принята МКРЗ и Научным комитетом по действию атомной радиации ООН (НКДАР ООН) за основу при оценке и прогнозировании ущерба от использования ионизирующего излучения и для осуществления практических разработок в области радиационной защиты. Чаще всего эту гипотезу называют концепцией беспороговой линейной зависимости доза — эффект.

Соответствующие коэффициенты линейной связи междх дозой облучения и различными стохастическими эффектами устанавливают на основе известных данных о случаях смерти в результате возникновения злокачественных опухолей и генетических дефектов в первых двух поколениях потомства облученных лиц при больших дозах. Как правило, эти коэффициенты выражают в виде ожидаемого числа случаев /г смерти от злокачественных опухолей и генетических дефектов, отнесенного к коллективной дозе 104 чел-Зв. Кроме того, при оценках воздействия излучения часто используют параметр риска г, равный средней индивидуальной вероятности смерти в результате облучения, отнесенной к дозе 1 Зв. Между параметром риска г и ожидаемым числом случаев 孔 смерти существует простая связь:

г = ICT4 и.

% Здесь [г] = Зв-】；[п] = число случаев/104 чел-Зв. Кай следует из данных табл. 3.3, параметр риска смерти при равномерном облуче*

Таблица 3 3 Параметр риска г и ожидаемое число п случаев смерти oi злокачественных опухолей и наследственных дефектов в результате облучения [3]

ЗаболеваниеКритический органг, 10~2 Зв~~〔

几 чнепо случаев

I О4 чс 1 m

ЛейкемияВсе тело, красный ко-0,2

стный мозг

Рак щитовидной желе- Щитовидная железа /0,05 :

зы

Рак молочной железыМолочная железа0,25

женщин

Опухоли костной тканиСкелет0,05

Опухоли легкихЛегкие'0,2

Опухоли других орга- Все остальные оргайы0,5

иов и тканейи ткани

Все злокачественные Все органы и ткани1,25 *

опухоли

Наследственные дефек- Половые железы0,4

ты

20

5

•25

5

20

50

125

40

Всего1,65

165

* В Публикации МКРЗ № 26-1,0 Ю-1 [I],

** У первых двух поколений потомства облученных лиц

нии всего тела принят равным 1,25 • 10-2 3L в результате канцерогенного и 0,4 * IO-? Зв~г в результате генетического эффектов, а параметр полного риска равен 1,65 х 10~2 3L [1, 3, 20]. Таким образом, согласно современным представлениям риск смерти в результате генетических радиационных повреждений составляет примерно одну треть риска смерти за счет радиационной индукции злокачественных новообразований, или одну четверть полного риска смерти. Следует отметить, что генетические последствия облучения изучены количественно весьма приближенно и, по-видимому, их реальные оценки могут существенно измениться.

Если известна доза облучения //, то ипдивид^^альная вероятность смерти (или риска смерти) Л определяется следующей формулой (в соответствии с беспороговой линейной концепцией):

R = гН. (3.7)

Аналогичным образом, если известна коллективная доза облучения S, ожидаемое полное число случаев смерти N в коллективе облученных людей определяется по формуле

• N = 10f S. (3.8)

Эффект длительного хронического облучения при постоянной мощности дозы (например, за счет естественного радиационного фона) удобно описывать не полной вероятностью смерти R, а ее《мощностью》 К (вероятностью, или риском, отнесенным к единице времени):

R =此 (3.9)

где Н — постоянная мощность дозы при хроническом облучении.

Из этой формулы следует, что средний индивидуальный риск смерти в год в результате естественного (фонового) облучения в соответствии с концепцией линейной связи равен:

足巾听=1，65・Ю-6

(с учетом канцерогенных и генетических эффектов). Для сравнения укажем, что усредненный по всему населению СССР индивидуальный риск смерти в год в результате раковых заболеваний в 1979 г. оценен равным 10~J [21].

В качестве другою примера применения формулы (3.9) оценим ин- дивидуальпый риск смерти в результате проявления злокачественных опухолей любой локализации в условиях профессионального облучения на АЭС. Как уже отмечалось, средняя доза облучения персонала АЭС равна примерно 10 мЗв в год (для станций с ВВЭР-440—7,5 мЗв в год) [5, 6]. Соответствующий атому облучению индивидуальный риск смерти в среднем согласно формуле (3.9) равен 10-4 в год. При этом необходимо иметь в виду, что профессиональному облучению человек подвергается только после начала трудовой деятельности (20——25 лет). Поэтому с учетом латентного периода возникновения раковых опухолей их возможная реализация практически еще менее вероятна и притом лишь после достижения 40-летнего возраста.

Согласно данным официальной статистики [2II смертность от злокачественных новообразований в СССР среди возрастной группы 40 лет и старше составляет около 101 случаев в год на 1 млн, населения, что соответствует индивидуальному годовому риску смерти 10~2 в год. Это означает, что индивидуальный риск смерти персонала в результате профессионального облучения соответствует примерно 1 % «естественного» уровня канцерогенеза. Риск реального ущерба для здоровья на некоторых производствах, не связанных с облучением персонала, значительно выше [22].

Представленные в табл. 3.3 данные характеризуют средние (номинальные) значения параметров риска для всей популяции населения. Более детальный анализ позволил получить дифференцированные зна・ чения этого показателя как для мужчин и женщин, так и для различных возрастных групп населения [1, 3,20]. Для этого были привлечены данные по смертности от злокачественных опухолей и генетически значимой дозе в зависимости от пола и возраста. Оказалось, что пара-

метр риска несколько выше у женщин, чем у мужчин:

. 1,0-10~2 Зв-1 для мужчин;

гнапцер эффгвт 1,5* 10-2 Зв-1 ДЛЯ женЩИН； .1,25，10-2 зв~1 в среднем.

Более высокий параметр риска для женщин обусловлен большей вероятностью возникновения злокачественных новообразований в грудной железе при облучении. Кроме того, оказалось, что параметр риска изменяется с увеличением возраста. Это изменение риска с возрастом в значительной степени связано с существованием латентного периода* развития раковой опухоли. При прочих равных условиях, чем больше возраст пожилого человека в момент облучения, тем больше вероятность того, что раковая опухоль пе успеет развиться до окончания жизни. Вместе с тем выход опухолей на единицу дозы с возрастом увеличивается так же, как это наблюдается для спонтанного опухолеобразования.

Весьма вероятно, как было отмечено выше, что принятие беспороговой линейной концепции завышает реальный риск. Имеются доводы в пользу того, что частота эффектов на единицу дозы в области малы% доз или при низкой мощности дозы меньше, чем это следует из линейной зависимости. Так, экспериментальные исследования показали, что при некоторых видах воздействия ионизирующего излучения выход опухолей при малых мощностях дозы в 2——3 раза ниже, чем это следует из линейной гипотезы |6|. Кроме того, некоторые специалисты высказывают мнение о существовании порога канцерогенного и мутагенного действий облучения [23, 24].

Как важный аргумент в пользу наличия порога используется наблюдавшееся в некоторых исследованиях возрастание латентного периода возникновения опухолей по мере снижения дозы облучения. Этот экспериментальный факт позволил предположить, что при малых дозах облучения (или воздействии химических канцерогенов) латентный период можег быть «выведен» за пределы максимальной продолжительности жизни [25]. Однако такой аргумент вряд ли следует принимать в расчет при решении вопроса о пороге, поскольку латентный период возникновения опухоли подвержен значительным индивидуальным вариациям и при снижении дозы облучения увеличивается лишь время появления первой опухоли. Если в малой выборке животных при воздействии данной дозы не успели развиться опухоли, это не означает, что в большей выборке не найдется особей, которые «успеют» дать опухолевый рост. Таким образом, и данный подход не может служить доказательством наличия порога [13, 14, 26].

* Средний латентный период равен примерно 7——12 годам для лейкемии и 25 годам для остальных злокачественных новообразований [3],

Мнение об отсутствии риска от малых доз облучения, т. е. о наличии порога, аргументируется и другими соображениями, оспованными на рассмотрении некоторых патогенетических процессов возникновения рака. Указывается, что на уровне клетки и в целостном организме имеются механизмы, направленные на репарацию молекулярных и клеточных повреждений, вызванных облучением, а также на элиминацию клеток, трансформированных в раковые. Отмечается, что вследствие этого вероятность размножения раковых клеток и их трансформации в опухоль начинает превышать частоту спонтанного рака только при дозах 1 Гр и выше, способных оказывать влияние на защитные иммунные механизмы [24]. К сожалению, данный подход, из которого следует, что дозы ниже 1 Гр не представляют канцерогенной опасности, нельзя признать убедительным, поскольку он не объясняет и не учитывает в должной мере стохастической природы опухолевых заболеваний и других (генетических) нарушений, в основе которых лежат мутационные процессы. Как известно, при дозах 1 Гр и более, способных влиять на иммунитет, не у всех облученных особей индуцируется рак. И, наоборот, совершенно очевидно, что спонтанный рак, от которого ныне гибнет столь большая часть людей и животных, не обязательно развивается лишь при подавленных облучением защитных механизмах. Если же дело заключается все-таки в том, что у всех раковых больных противоопухолевые защитные механизмы избирательно подавлены, то естественно предположить, что они подавлены не облучением (лишь для ничтожной их части, возможно, дозы облучения превышали 1 Зв), а какими-то другими факторами, присущими реальным условиям жизни. Если это так, то нельзя исключить па таком реальном фоне и канцерогенного эффекта малых доз облучения? поскольку способпость даже самых малых доз вызывать мутации сомнений не вызывает.

Согласно современному представлению о природе канцерогенеза в основе ракового перерождения клетки лежит изменение основы ее наследственного аппарата ——молекул ДНК, выражающееся в активации онкогена. Такую активацию могут вызвать физические факторы (ионизирующие и ультрафиолетовое излучепия), химические (канцерогены), биологические (вирусы, гормоны); она спонтанно возникает и при обычпой жизнедеятельности клетки, связанной со старением. Повреждения генома канцерогенными агентами вызывают репаративные процессы, ошибки которых, видимо, зачастую лежат и в основе спонтапного канцерогенеза. В живом нормально функционирующем организме постоянно протекают все эти процессы, обусловливающие повсеместно существующую так называемую спонтанную заболеваемость раком. В свете этого рак в известном смысле ——закономерный итог функционирования ткани и накопления в наследственных структурах ошибок репараций [14].

Общая схема канцерогенеза (рис. 3.1) (см. [14]) иллюстрирует положение, согласно которому в основе канцерогенеза лежит вероятностный процесс ——онкогенная трансформация клетки. Ионизирующие

ОСНОВНЫЕ ПРИЧИНЫ

ЕСТЕСТВЕННОЕ中 УННинОНМРО8AHMЕТКАНИ(ОБНОВЛЕНИЕНЛЕТОН СТАРЕНИЕ)ЕСТЕСТВЕННОЕ中 УННинОНМРО8AHMЕТКАНИ(ОБНОВЛЕНИЕНЛЕТОН СТАРЕНИЕ)ТРАВМА (ХИМИЧЕСКАЯ, МЕХАНИЧЕСКАЯ ТЕРМИЧЕСКАЯ, ЛУЧЕВАЯ, ИНФЕКЦИОННАЯ ПСИХОГЕННАЯ)ТРАВМА (ХИМИЧЕСКАЯ, МЕХАНИЧЕСКАЯ ТЕРМИЧЕСКАЯ, ЛУЧЕВАЯ, ИНФЕКЦИОННАЯ ПСИХОГЕННАЯ)гормональные нарушениягормональные нарушенияМутации неонкогенныеМутации неонкогенныеj Неонкогенные я нлетни мутантыj Неонкогенные я нлетни мутантыМутации с экспрессией онкогенаМутации с экспрессией онкогенаиммунодепрессия, блокирующие иммунитет факторы иммунодепрессия, блокирующие иммунитет факторы Пролифеса^ия ведущая н возниновению и наноп лению ouxtCY в геномеПролифеса^ия ведущая н возниновению и наноп лению ouxtCY в геномеПромоторыПромоторыНоканцерогеныНоканцерогеныРепарасРепарасX诵мапмза&ия kieir”X诵мапмза&ия kieir”Онкогенные члетки мутангыОнкогенные члетки мутангыучастие в образовании канцерогенных метаболитовучастие в образовании канцерогенных метаболитовобеспечение проникновения в клеткуобеспечение проникновения в клеткуНлетни с нерегулируемым ростом (раковые)анти - генно гомологичны? исходной ткани невидимые для иммунного надзораНлетни с нерегулируемым ростом (раковые)анти - генно гомологичны? исходной ткани невидимые для иммунного надзораНормальные клетки вернувшиеся в потомстве н исходное формеНормальные клетки вернувшиеся в потомстве н исходное формеНлетци * нерегулируемым ростомимеющие антигены тнанезоинесовместимости удаляемые 一нор^аг'ьчо функционируюи^имиммунным “аазоооуНлетци * нерегулируемым ростомимеющие антигены тнанезоинесовместимости удаляемые 一нор^аг'ьчо функционируюи^имиммунным “аазоооуНлон раковых нлетонНлон раковых нлетонПрогрессия нгонаПрогрессия нгонав клиническую стадию0rly xowв клиническую стадию0rly xowewotuau CJOHIHCL2二 qcQQT5ci=ewotuau CJOHIHCL2二 qcQQT5ci=ХИМИЧЕСНИЕ И ФИЗИЧЕСКИЕАГЕНТЫ (КАНЦЕРОГЕНЫ),СПОСОБНЫЕ ВЫЗВАТЬГЕННЫЕ ХРОМОСОМНЫЕГЕНОМНЫЕ МУТАЦИИ

ЕСТЕСТВЕННОЕ

中 УННинОНМРО8AHMЕ

ТКАНИ(ОБНОВЛЕНИЕНЛЕТОН СТАРЕНИЕ)

ЕСТЕСТВЕННОЕ

中 УННинОНМРО8AHMЕ

ТКАНИ(ОБНОВЛЕНИЕНЛЕТОН СТАРЕНИЕ)

ТРАВМА (ХИМИЧЕСКАЯ, МЕХАНИЧЕСКАЯ ТЕРМИЧЕСКАЯ, ЛУЧЕВАЯ, ИНФЕКЦИОННАЯ ПСИ

ХОГЕННАЯ)

ТРАВМА (ХИМИЧЕСКАЯ, МЕХАНИЧЕСКАЯ ТЕРМИЧЕСКАЯ, ЛУЧЕВАЯ, ИНФЕКЦИОННАЯ ПСИ

ХОГЕННАЯ)

гормональные нарушения

гормональные нарушения

Мутации неонкогенные

Мутации неонкогенные

j Неонкогенные я нлетни мутанты

j Неонкогенные я нлетни мутанты

Мутации с экспрессией онкогена

Мутации с экспрессией онкогена

иммунодепрессия, блокирующие иммунитет факторы

иммунодепрессия, блокирующие иммунитет факторы

Пролифеса^ия ведущая н возниновению и наноп лению ouxtCY в геноме

Пролифеса^ия ведущая н возниновению и наноп лению ouxtCY в геноме

Промоторы

Промоторы

Ноканцерогены

Ноканцерогены

Репарас

Репарас

X诵мапмза&ия kieir”

X诵мапмза&ия kieir”

Онкогенные члетки мутангы

Онкогенные члетки мутангы

участие в образовании канцерогенных метаболитов

участие в образовании канцерогенных метаболитов

обеспечение проникновения в клетку

обеспечение проникновения в клетку

Нлетни с нерегулируемым ростом (раковые)анти - генно гомологичны? исходной ткани невидимые для иммунного надзора

Нлетни с нерегулируемым ростом (раковые)анти - генно гомологичны? исходной ткани невидимые для иммунного надзора

Нормальные клетки вернувшиеся в потомстве н исходное форме

Нормальные клетки вернувшиеся в потомстве н исходное форме

Нлетци * нерегулируемым ростомимеющие антигены тнанезоинесовместимости удаляемые 一нор^аг'ьчо функционируюи^имиммунным “аазоооу

Нлетци * нерегулируемым ростомимеющие антигены тнанезоинесовместимости удаляемые 一нор^аг'ьчо функционируюи^имиммунным “аазоооу

Нлон раковых нлетон

Нлон раковых нлетон

Прогрессия нгона

Прогрессия нгона

в клиническую стадию0rly xow

в клиническую стадию0rly xow

ewotuau CJOHIHCL2二 qcQQT5ci=

ewotuau CJOHIHCL2二 qcQQT5ci=

В свете такого подхода неправомерно говорить о пороговости радиационного канцерогенеза. В окружающей среде уже существует пул канцерогенных факторов, явно превышающих гипотетический порог, а любая доза лишь увеличивает в той или иной, пусть малой, не всегда даже уловимой, степени канцерогенный эффект влияния этого пула на популяцию 114].

Рис. 3.2 иллюстрирует подтвержденное многочисленными факторами положение, что мутагенное и канцерогенные эффекты воздействия физических и химических канцерогенов проявляются, как правило, при меньших дозах, чем общетоксические, системные эффекты [14]. Этот вывод вытекает как из многочисленных экспериментальных данных, так и из эпидемиологических наблюдений. В частности, показано, что в случаях загрязнения атмосферы выбросами электростанций на органическом топливе обнаруживается повышенная смертность от рака легких, в то время как общая смертность остается практически на одном уровне 128].

Таким образом, встречающиеся в специальной литературе доводы в пользу наличия порога канцерогенного действия при малых дозах облучения несостоятельны. Напротив, теоретические представления о механизмах мутагенного действия радиации и химических канцерогенов, а также этиопатогенезе развития большинства опухолей свидетельствуют в пользу беспороговой концепции. Эти представления — еще один серьезный довод в пользу целесообразности принятия в настоящее время концепции беспороговой линейнои зависимости доза — эффект [14, 20, 27],

В последние годы некоторые специалисты указывают на наличие при облучении малыми дозами надлинейпых эффектов, под которыми понимается более высокий выход поражений на единицу дозы, чем это вытекает из линейной концепции 115, 16]. Однако реальность существования подобных эффектов весьма сомнительна 117—19]. Она не подкрепляется теоретическими предпосылками; кроме того, предположение о наличии существенных надлинейных эффектов противоречит фундаментальным фактам реальной жизни (уровни смертности от рака у групп населения и персонала, подвергающихся повышенным дозам облучения, при этих эффектах были бы существенно выше наблюдающихся в действительности), а также данным многочисленных экспериментов. Последние свидетельствуют, скорее, о наличии линейно-квадратичной (для Р- и у-излучений) зависимости [3], а не линейной и тем более надлинейной. В случае а-излучения в раде экспериментов и наблюдений обнаружена относительно высокая эффективность малых доз облучения, но эти данные также не могут свидетельствовать о надлинейной зависимости. Если эти наблюдения достоверны, логичнее допустить наличие более высокой относительной биологической эффективности малых доз a-излучения по сравнению с принятой ныне (Q = 20). Таким образом, при использовании понятия эквивалентной дозы пока нет оснований для отказа от линейной гипотезы, применение которой, очевидно, дает несколько завышенные оценки

О ДозаО ДозаРис. 3.2. Зависимость доза — эффект для возникновения онкогенных мутаций опухолевых заболеваний и системных (общетоксических) реакций под воздействием излучения и химических капцегоренов. (Дугообразной кривой показан возможный ход кривых зависимости а обласш малых доз, где реальные эффекты наблюдать по удается),Рис. 3.2. Зависимость доза — эффект для возникновения онкогенных мутаций опухолевых заболеваний и системных (общетоксических) реакций под воздействием излучения и химических капцегоренов. (Дугообразной кривой показан возможный ход кривых зависимости а обласш малых доз, где реальные эффекты наблюдать по удается),^ФСОХ^ЕО 至Indeed ^^o^ora_-^^ ^хф^л-ф^ФСОХ^ЕО 至Indeed ^^o^ora_-^^ ^хф^л-ф

О Доза

О Доза

Рис. 3.2. Зависимость доза — эффект для возникновения онкогенных мутаций опухолевых заболеваний и системных (общетоксических) реакций под воздействием излучения и химических капцегоренов. (Дугообразной кривой показан возможный ход кривых зависимости а обласш малых доз, где реальные эффекты наблюдать по удается),

Рис. 3.2. Зависимость доза — эффект для возникновения онкогенных мутаций опухолевых заболеваний и системных (общетоксических) реакций под воздействием излучения и химических капцегоренов. (Дугообразной кривой показан возможный ход кривых зависимости а обласш малых доз, где реальные эффекты наблюдать по удается),

^ФСОХ^ЕО 至Indeed ^^o^ora_-^^ ^хф^л-ф

^ФСОХ^ЕО 至Indeed ^^o^ora_-^^ ^хф^л-ф

риска при действии малых доз у- и P-излучений, однако в целом она позволяет прийти к достаточно корректным и осторожным оценкам И, 3, 6] (см, также [10] в гл. 4).

Вместе с тем следует отдавать себе отчет в том, что при облучении малыми дозами небольших контингентов людей существующий риск появления эффектов ничтожен, а выявление таких эффектов на фоне спонтанной заболеваемости нереально. В биологии вероятность проявления эффекта менее 0,05 считается незначащей. Отсюда можно рассчитать коллективную дозу, при которой с вероятностью не менее 95% не возникнет ни одного дополнительного случая рака. Такую коллективную дозу при желании можно назвать условным порогом коллективной дозы. Это позволяет в указанном смысле говорить об условном пороге коллективной дозы, обязательно с указанием вероятности непроявления эффекта. Понятие условного порога для стохастических эффектов базируется на концепции недопустимости обнаружи- мого риска [Ill, подробнее рассматриваемой в гл. 4. 】 4* *

Заключение

Резюмируя изложенное, можно сделать следующее краткое заключение о современных представлениях относительно биологических эффектов ионизирующих излучений. Применительно к человеку различают вредные соматические и наследственные эффекты. Перзые могут проявляться у облученных лиц, вторые — у их потомков в ряде последовательных поколений.

Соматические эффекты делят на стохастические и нестохастические. Стохастическими называют эффекты, для которых вероятность появления (а не их тяжесть) зависит от дозы. К соматико-стохастическим эффектам относят злокачественные новообразования, которые считают ответственными за основной соматический риск малых доз облучения.

К нестохастическим соматическим эффектам облучения причисляют патологические состояния, для которых тяжесть поражения зависит от дозы облучения и для появления которых существует порог. К таким эффектам облучения относятся катаракты, незлокачественные повреждения (лучевые ожоги) кожи, угнетение костно-мозгового кроветворения, повреждения половых клеток, приводящие к нарушению плодовитости, и др. Эти эффекты проявляются только в том случае, если превышается довольно высокая пороговая доза. Например, МКРЗ полагает, что нестохастические эффекты у персонала полностью исключены, если доза облучения за год не превышает 30 Зв для хрусталика и 50 Зв для всех других органов и тканей. Поэтом、нестохастические эффекты не могут возникать как следствие облучения в диапа* зоне существующих допустимых пределов доз в профессиональной практике (см. гл. 4).

Генетические последствия отнесены к стохастическим эффектам действия низких доз облучения и также учитываются при оценке возможного ущерба в результате действия малых доз. Размер этого ущерба может составить примерно одну треть ущерба от канцерогенных эффектов облучения. Одна из разновидностей лучевых поражений —— эмбриотоксические эффекты (повреждение плода) могут возникать при сравнительно малых дозах облучения, однако до настоящего вре* мени количественно они изучены слабо.

Эффекты малых доз облучения рассчитывают на основе беспорого- вой линейной зависимости доза ——эффект и коэффициентов этой зависимости, наиболее важные из которых приведены в табл. 3.3. Значения этих коэффициентов установлены на основе существующих данных о стохастическом воздействии больших доз (> 0,5 Зв). Уточнение этих данных в будущем может привести к некоторым изменениям параметров риска, принятых в настоящее время. Однако возможные уточнения вряд ли приведут к существенным переоценкам описанных выше эффектов малых доз облучения.

Глава 4

Основные принципы и нормы радиационной безопасности

Введение

Необходимость разработки и внедрения системы мер и стандартов радиационной защиты стала очевидной еще в начале века. В 1902—— 1906 гг. были предложены первые критерии для установления безопасных доз облучения В 1925 г. Матче.иер рекомендовал в качестве допустимой величины десятую часть дозы, вызывающей эритему (покраснение) кожи за 30 сут. В 1928 i. на Втором международном конгрессе но радиологии была создана Международная комиссия но радиационной защите ■—МКРЗ В том же год\ были опубликованы Рекомендации этой комиссии по вопросам радиационной защиты. В 1934 г. МКРЗ опубликовала первые официальные рекомендации для национальных комитетов, в которых в качестве толерантной (переносимой) была указана доза внешнего облучения 200 мР (〜2 мГр) в сутки. В дальнейшем это значение было уменьшено в 2 раза, а термин «толерантная доза» заменен термином «предельно допустимая доза» (ПДД) По мере накопления данных и расширения масштабов использования ионизирующих излучений 11ДД была снижена до 50 мР (〜 0,5 мГр) в сутки В 1958 i была рекомендована действующая уже в течение 20 лет ПДД облучения за год, равная 0,05 Зв. В 1966 г. опубликованы Рекомендации МКРЗ (11убликация № 9), в которых определены принципы радиационной защиты, требования к ограничению доз и приведено обоснование нормативов. Наконец, в Публикации № 26, изданной в 1977 г., обобщен и проанализирован мировой опыт по проблемам радиационной безопасности, сформулирован целый ряд новых положений в области критериев и принципов нормирования ионизирующих излучений.

В СССР в законодательном порядке введены в действие «Нормы радиационной безопасности НРБ-76», подготовленные Национальной комиссией по радиационной защите при Министерстве здравоохранения СССР (НКРЗ). В этом документе с учетом отечественного опыта использованы основные Рекомендации МКРЗ в области нормирования.

Прежде чем перейти к изложению основных принципов и проблем радиационной защиты, следу ет подчеркнуть, что в период создания и становления атемной промышленности в СССР были развернуты науч-

ные исследования в области радиобиологии, радиоэкологии, радиационной гигиены и радиационной медицины. К этим работам были привлечены крупнейшие научные силы, организованы десятки исследовательских лабораторий. Уже в тот период, когда многие вопросы потенциальной опасности ионизирующих излучений не были изучены, действовали исключительно высокие требования по обеспечению радиационной безопасности лиц, подверженных профессиональному облудению, а также населения и окружающей сре^ы. Все эти обстоятельства в конечном итоге сформировали у проектировщиков, 11 роизводствен н и ков, администраторов и в службах радиационного контроля ответственное отношение к неуклонному соблюдем нию норм и стандартов радиационной безопасности.

Следует отметить, что в отношении соблюдения норм радиационной безопасности для персонала и населения, а также загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами в области радиационной гигиены имеются несравненно большие успехи, чем в родственных ей гигиенических дисциплинах, ответственных за сохранение производственной и окружающей среды от загрязнения вредными химическими агентами, шумом, неионизирующими излучениями,

Основные критерии и принципы радиационной безопасности

Цель радиационной защиты по определению МКРЗ заключается в том, чтобы «обеспечить защиту от ионизирующего излучения отдельных лиц, их потомства и человечества в целом и в то же время создать соответствующие условия для необходимой практической деятельности человека, во время которой люди могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений». В этом основополагающем определении не нашло отражения положение о защите других компонентов биосферы, в частности флоры и фауны. МКРЗ полагает, что уровень безопасности, необходимый для защиты человека, будет достаточным для защиты и других живых существ, хотя н необязательно отдельных их особей (см. [1] в гл. 3). Таким образом, в настоящее время в практике радиационной защиты принимается положение о том, что любые нормативы для человека и человеческой популяции одновременно гарантируют также их надежность для отдельных биоценозов и биосферы в iie/ом. Другими словами, постулируется положение о примате гигиенического регламентирования ионизирующих излучений перед экологическим нормированием, поскольку «если человек достаточно защищен, то, вероятно, и другие живые существа также достаточно защищены» (см. [11 в гл. 3). На современном этапе наших знаний о биологическом действии ионизирующих излучений на отдельные компоненты биоценозов, а особенно на биоценозы в целом, можно согласиться с этим положением. Вместе с тем следует накапливать экспериментальный и натурный материал в области радиоэкология для получения достаточного объема сведений по этой проблеме [2, 3), тем более, что при за-

I рязнении окружающей среды дозы облучения многих биообъектов существенно превышают дозы, воздействию которых подвергается человек.

При нормировании радиационного фактора исходят из того, что основным эффектом малых доз облучения является рост вероятности образования злокачественных опухолей, а также генетических повреждений. При этом в основу нормирования положена концепция беспороговой линейной зависимости доза ■— эффект. В гл. 3 отмечено, что концепция беспороговости принята МКРЗ в условиях отсутствия прямых экспериментальных или эпидемиологических доказательств наличия эффектов малых доз и что во многих работах предпринимаются попытки решить проблему «порога» канцерогенного действия излучений. Одпако нетрудно подсчитать, что в течение 30—50 лет жизни человека за счет техногешю-измепешюго фона (см. ниже) накапливаются дозы порядка 0,2 Зв, т. е. близкие к тем, которые способствуют развитию рака, что подтверждается прямыми экспериментальными данными (прежде всего по индуцированию рака при альфа-облучении легких). В этих условиях дискуссии о наличии или отсутствии порога носят в известном смысле схоластический характер, так как любое дополнительное облучение, даже самое малое, по существу лишь в той или иной мере влияет на накапливаемую каждым человеком дозу (~ 0,3 Зв). Наличие риска от возможных эффектов облучения малыми дозами становится еще более очевидным, если принять во внимание как уже отмечалось, присутствие в окружающей среде химических канцерогенов и их способность суммировать свое действие с эффектами ионизирующего излучения (см. [11, 13, 14] в гл. 3).

Признание МКРЗ и другими авторитетными международными организациями линейной беспороговой концепции в качестве наиболее подходящей основы для регламентации облучения персонала и населения побудило эти организации, а также НКРЗ при Министерстве здравоохранения СССР наряду с установлением дозовых пределов, гарантирующих отсутствие пороговых реакций и дающих определенную степень безопасности для стохастических реакций, стимулировать максимально возможное снижение дополнительных дозовых нагрузок на персонал н население. ”

В Рекомендациях МКРЗ, посвященных регламентации дозовых нагрузок (см. [1] в гл. 3), основные принципьг изложены следующим образом:

никакой вид использования ионизирующих излучений не должен вводиться в практику, если оно не приносит реальной, «чистой» пользы;

все дозы облучения должны поддерживаться на таких низких уровнях, какие только можно разумно достигнуть с учетом экономических и социальных факторов;

эквивалентная доза облучения отдельных лиц не должна превышать предела, рекомендуемого Комиссией для соответствующих условий. *

Второй принцип в Публикациях международных организаций по лучил название ALARA (сокращение от английских слов As Low As Reasonably Achievable)

В качестве количественной основы реализации первых двух принципов регламентации радиационного облучения человека МКРЗ рекомендует использовать концепцию польза — вред. Согласно этой концепции принимаемые меры радиационной безопасности следует считать оптимальными, если они приводят к максимальному значению чистой пользы В от рассматриваемого производства. Она равна разнице между общей пользой V и суммой трех компонентов — основной приведенной стоимости производства Р и приведенных стоимостей достижения выбранного уровня безопасности X и ущерба Y, обусловленного данным производством:

В ~{Р х + У). (4.1)

Если максимальное значение В оказывается отрнцате』ьнь1м, то данное производство не может быть признано обоснованным.

Для конкретного расскатрнваемого производства У и Р можно считать постоянными величинами, ие зависящими от X. В зтом случае максимуму В соответствует минимум суммарной приведенной стоимости

Z = X + К (4 2)

На рис. 4.1 показано поведение входящих в (4.2) величин как функций X. Должно быть очевидным, что при некотором X 二；Хо величина Z имеет минимум.

Как следствие принятой линейной зависимое!pf доза ——эффект для радиационного воздействия ущерб здоровью населения определяется ожидаемой эффективной коллективной дозой S& 1см. формулы (3.2) ——(3.4)}, и между стоимостью ущерба У и этой дозой устапавли- гается прямая пропорциональная зависимость:

У = aSf, (4.3)

где ос ——экономический ущерб от дозы 1 чел-Зв.

Должно быть очевидным, что осуществпенне мер безопасности на основе только первых двух принципов не всегда обеспечивало бы достаточную защиту персонала и населения. В частности, такое положение может возникнуть, когда дозы облучения отдельных лиц огпосите^ьпо велики, а средние дозы малы и^и когда неодинаковы распр映е/ення пользы и ущерба в популяции. По этой причине введен третий принцип радиационной безопасности, устанавливающий пределы индивидуальной дозы облучения. Этот принцип направлен на предотвращение нестохастических эффектов 口 на ограпичение возникновения стохастических эффектов до приемлемого уровня. Первая цель достигается установлением предела эквивалентной дозы облучения органов и тканей тела человека ниже порога появления нестохастических эффектов. При ограничении стохастических эффектов МКРЗ исход^гг из понятия

Рис. 4.1. Поведение приведенного ущерба У н суммарной приведенной стоимости Z как функций приведенных расходов X на обеспечение радиационной безопасности

приемлемого индивидуального риска и принципа равного риска вне зависимости от того, облучается все тело человека равномерно или неравномерно. Выполнение этого принципа достигается установлением дозовых пределов для эффективной эквивалентной дозы Не, а не эквивалентной дозы облучения отдельных органов или тканей.

Значения приемлемого риска для персонала радиационно-опасных производств и для отдельных лиц из населения устанавливаются согласно следующим положениям.

В случае профессионального облучения риск не должен превышать риска, характерного для производств с низкой степенью опасности работ. По современным оценкам средняя годовая смертность от профессиональных причин, включая несчастные случаи, на этих производствах не превышает 10~4. Это значение и принимается МКРЗ за основу при установлении предельного уровня облучения персонала. Подобная оценка риска облучения считается вполне надежной, поскольку эффекты облучения, не приводящие к смертельному исходу, вообще не имеют места при дозах обручения, не превышающих нормативы, и, во всяком случае, они значительно менее часты, чем несмертельные ущербы для здоровья в других профессиях^.

Для ограниченной части населения, т. е. тех отдельных, наиболее облучаемых лиц из населения, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания иш размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радионуклидов и других источников излучения, применяемых на предприятиях и (или) удаляемых в окружающую среду в виде отходов, МКРЗ считает, что риск должен быть мельшич пли равным другим рискам, обычно имеющим место в повседневной жизни, но не более 0,1 риска, принятого для персо тала. Счедовательпо, радиационный риск рассматривается в рамках других видов риска, реально существующих в повседневной жизни и обусловленных воздействием

* Подробному рассмотрению вопросов сравнения опасности различных отраслей промышленности с учетом всех компонентов вреда, включая несчастные случаи со смертельным исходом, болезни и т. д , посвящена специальная Публикация МКРЗ № 27 (1977) «Проблемы, связанные с разработкой ноказате* ля вреда》(см. [16] в гл- 3).

искусственной среды обитания человека. Пример такого риска —— несчастные случаи при использовании транспорта. Основываясь на существующих оценках уровня подобных рисков, МКРЗ считает, что для населения в качестве приемлемого можно принять риск в диапазоне 10~6 — 10-5 в год.

Накопленный между нар одными и национальными организациями опыт контроля за облучением персонала и населения, обусловленным радиационно-опасными производствами, свидетельствует о том, что средние годовые дозы облучения 77 персонала и ограниченной части населения не превышают 0,1 соответствующих индивидуальных максимальных годовых доз "макс, прИ этом маловероятны случаи, когда индивидуальные максимальные дозы облучения поддерживаются в течение многих лет.

Исходя из этого, МКРЗ устанавливает предел годовой дозы Н曾： равный 50 и 5 мЗв соответственно для персонала и отдельных лиц из населения, и считает, что эти значения обеспечат непревышение приведенных выше допустимых средних уровней риска для персонала и ограниченной части населения.

Действующие в СССР «Нормы радиационной безопасности НРБ-76» (см,⑵ в гл. 3) также содержат в качестве основополагающих требования, подобные основным принципам МКРЗ:

1) не превышать установ^ченного основного дозового предела; ; 2) исключить всякое необоснованное облучение;

снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

Основные принципы советского санитарного законодательства направлены на то, чтобы полностью оградить человека от влияния неблагоприятных факторов окружающей среды. Учитывая подобный подход и исход51 из линейной беспороговой концепции канцерогенного действия ионизирующих излучений, следовало бы не допускать вообще какого-либо воздействия ионизирующего излучения иа человека. Однако совершенно очевидно, что уже из-за наличия естественного радиационного фона сделать это невозможно. Практически невозможно и установить полный запрет на дополнительное облучение сверх естественного фона. Во-первых, сам естественный фон существенно флюктуирует (от 0,8 мЗв в год в одних регионах земного шара до 3 мЗв в год и более — в других). Во-вторых, человечество уже давно подвергается дополнительным воздействиям естественных радионуклидов за счет техногенно-измененного фона — использования минеральных удобрений, сжигания угля, пребывания в жилищах из стройматериалов минерального происхождения (подробнее см. § 4.3), Достаточно сказать, что лишь за счет пребывания в каменных жилых помещениях доза облучения всего тела по сравнению с дозой естественного радиационного фона увеличивается па 1/5, а доза облучения легких за счет

-2Rn, выделяющегося из стен и его дочерних продуктов — 210Ро и J0Pb, —достигает в среднем почти 0,01 Зв в год. В сравнительном <1спекте значительному облучению подвергается население и за счет медицинских рентгено- и радиодиагностических процедур. В настоящее время средняя эффективная эквивалентная индивидуальная доза облучения населения в СССР, как и в ряде других промышленно развитых стран, приближается к 4 мЗв в год за счет медицинских диагностических процедур и других техногенных добавок к естественному фону. Таким образом, совершенно очевидны невозможность сведения облучения до нуля и необходимость установления допустимых пределов дозовых нагрузок, несмотря на то что такие дополнительные нагрузки (как и сам естественный радиационный фон), но-видимому, связаны с некоторой степенью риска появления случаев опухолевых заболеваний и генетических нарушений.

При установлении конкретных значений ПДД и пределов доз, принятых в НРБ-76, НКРЗ исходила также из необходимости соблюдения сформулированного МКРЗ принципа, согласно которому вся система ограничений в области защиты от воздействия ионизирующих излучений ставит своей целью полностью предупредить вредные нестохастические эффекты и не допустить обнаруживаемого проявления стохастических эффектов у любых контингентов облученных и их потомства.

Профилактика иестохастических эффектов обеспечивается регламентацией достаточно низкого предела годовой эквивалентной дозы. При этом предусматривается, что порог дозы, превышение которого может вызвать соответствующие эффекты, не будет достигнут в течение всего периода трудовой деятельности и после облучения в течение всей жизни. Указанному требованию отвечает само определение понятия предельно допустимой дозы.

Нормы радиационной безопасности ~厂

При установлении основных дозовых пределов НКРЗ выделяет ЬЛе^ дующие категории облучаемых лиц：- '

категория А — персонал;'

категория Б ——ограниченная часть населения (см. § 4.1); категория В — население области, края, республики, страны. Определение категории Б несколько отличается от определения, данного МКРЗ ——«отдельные лица из населения»; в остальном пози* ции МКРЗ и НКРЗ здесь совпадают.

Для предотвращения нестохастических эффектов МКРЗ устано- шиа предел эквивалентной дозы. Он равен 0,15 и 0,5 Зв в год соответ- сгвешю для хрусталика глаза и всех остальных органов [4]. Этот предел установлен независимо от того, облучаются ли ткани по отдельности или вместе с другими тканями. Для ограничения стохастических эффектов МКРЗ установила предел эффективной дозы Н& рав-

ный 50 и 5 мЗв в год соответственно для персонала и отдельных лиц из населения (эти значения уже были приведены выше).

Национальная комиссия решила в НРБ-76 нс применять понятие эффективной эквивалентной дозы и ввести пределы для каждого органа тела человека. Такое решение вызвано тем, что эффективная эквивалентная доза служит только для оценки стохастического риска смерти в результате неравномерного облучения тела человека. Однако дозовые пределы облучения большинства органов могут быть установлены, исходя из недопущения тех или иных соматических зф4)ектов, не связанных с возникновением опухолей, причем риск индукции рака остается достаточно низким.

При оценке пос.чедствий облучения все органы и ткани в порядке уменьшения их радиочувствительности объединены в три группы критических органов, для каждой из которых установлены соответствующие дозовые пределы. Подобный подход удобен с точки зрения организации контроля за соблюдением нормативов.

В табл. 4.1 приведены основные дозовые преде；1ы в зависимости от группы критических, органов для категории А (предельно допустимая ±оза за год. ПДД) и для категории Б (предел дозы за год, ПД).

Дозовые предела, рекомендуемые МКРЗ и установленные НРБ-76, не включают дозу, получаемую пациентом при медицинском обследовании и лечении, и дозу, обусловленную естественном радиационным фоном.

Следует отметить, что в большинстве случаев неравномерного об- лучення тела человека дозовые ограничения по НРБ-76 оказываются более жесткими, чем те, которые следуют из рекомендаций МКРЗ. Однако возможны, хотя н менее вероятны, случаи, в которых имеет место обратная ситуация* рекомендации МКРЗ приводят к более жестким ограничениям облучения отдельных органов по сравнению с НРБ-76. При облучении всего тела пределы доз по НРБ-76 н в рекомендациях МКРЗ совпадают.

Для каждой категории облучаемых лиц установлено три класса нормативов:

основные дозовые пределы (см. табл. 4.1);

допустимые уровни (ДУ);

контрольные уровни (КУ).

"以НРВ+76 = 15 мЗв'го”"以НРВ+76 = 15 мЗв'го”Допустимые уровни являются производными основных дозовых пределов и предназначены для практического испо/тьзования при проектировании и планировании мероприятий в области радиацион' ной безопасности и проведении радиационпого контроля. В частности,

"以НРВ+76 = 15 мЗв'го”

"以НРВ+76 = 15 мЗв'го”

i а б л п ц а 4 1. Основные дозовые пределы внешнего и виутреииего облучения, мЗв/год (НРБ-76)

Ггуппа критических органов

Предельно допустимая доза для категории А

Предел дозы для категории Б

"50

,5

(Все тело, гоиады, красный костный MO3F)

II

(Щитовидная железа, молочная железа, мышцы, печень, жировая ткань, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, поджелудочная железа, хрусталик глаза)

150

15

Ш

(Кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы)

，300•

' 、30--

для категории Б регламентированы следующие допустимые уровни: предел годового поступления (ПГП) радиоактивных веществ через органы дыхания и пищеварения, допустимые концентрации (ДК) радионуклидов в атмосферном воздухе и воде, допустимая мощность дозы, допустимая плотность потока. ДУ строго количественно взаимосвязаны с основными дозовыми предками. При этом, ПГП любого радионуклида внутрь организма является производной величиной от соответствуюцего предела дозы.

Контроль за облучением ограниченной части населения, проживающего в зоне наблюдения, осуществляется измерением доз внешнего облучения и определением уровней поступления радионуклидов в организм с воздухом, пищей и водой путем радиометрического анализа соответствующих проб.

Следует обратить внимание, что в НРБ-76 в отличие от предыдущих общесоюзных регламентов в этой области облучение всего населения (категория В) не нормируется. По отношению к этой категории населения основной принцип радиационной защиты сводится к необходимости ограничить уровни возможного облучения, а контроль и регламентация облучения отнесены к компетенции Министерства здравоохранения СССР. Это новое положение, основанное на рекомендациях МКРЗ (Публикация № 26) (см. [1] в гл. 3), требует более подробного пояснения.

В предыдущих рекомендациях МКРЗ к в Нормах радиационной безопасности, действовавших в СССР до 1976 г., бьы установлен предел генетически значимой дозы (ГЗД) д^я всего населения (50 мЗв за 30 лет), при этом было оговорено распределение этой дозы по отдель-

ным категориям облучаемых лиц (категория А ——10 мЗв, Б ——5 мЗв, В — 20 мЗв, из них 5 мЗв от внешнего облучения и 15 мЗв за счет внутреннего облучения; часть ГЗД — 15 мЗв — была отнесена в резерв).

По мере накопления фактических данных по уровням и закономерностям облучения населения во многих странах, в том числе в СССР, с учетом перспектив развития ядерной энергетики стало совершенно очевидным, что установленный предел ГЗД намного превышает реально существующие уровни облучения искусственными радионуклидами. Отсюда возникло опасение, что сохранение этого предела может трактоваться как подтверждение приемлемости более высокого уровня облучения и более высокого риска по сравнению с действите^чь- но необходимым. МКРЗ пришла к заключению, что «предел дозы облучения всего населения ... до；1жен рассматриваться только как общая доза, поьтученная при суммировании минимально необходимых вкладов в дозу (подчеркнуто нами) за счет различных видов деятельности человека, а не как допустимая величина, непосредственно предназначенная для распределения на части между соответствующими источниками облучения населения» (см. [1] в гл. 3).

Можно полагать, что весь комплекс принципов и ограничений, положенных в основу радиационной защиты, должен надежно обеспечить непревышение средней эффективной эквивалентности дозы облучения населения за счет загрязнения окружающей среды порядка нескольких сотен микрозивертов в год. Приведенные далее оценки подтверждают это заключение.

Представленные в табл. 4.1 нормативы, в частности предел эквивалентной дозы профессионального облучения, действуют в СССР в течение 20 лет. Отечественная практика и мировой опыт однозначно подтвердили их надежность для обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, проживающего в районе расположения предприятий атомной промышленности и ядерной энергетики, а также для защиты окружающей среды.

Применительно к профессиональным работникам эта констатация основана на многолетнем опыте их диспансерного и, следовательно, поголовного наблюдения, клинического обследования и санитарнодемографических оценок состояния здоровья этого контингента людей. Итоги обширного комплекса эпидемиологических и санитарногигиенических работ, выполненных в СССР на большом статистическом материале, позволяют прийти к заключению об отсутствии каких-либо клинически значимых отклонений в состоянии здоровья персонала различных предприятий и учреждений, работающих в условиях соблюдения норм радиационной безопасности. Следует подчеркнуть, что индивидуальные дозы облучения персонала предприятий и объектов атомной промышленности и ядерной энергетики в СССР повсеместно ниже установленной предельно допустимой дозы. У персонала различных АЭС средняя годовая доза нс превышает 10 мЗв, а на АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 — 7,5 мЗв (см. [5, 7] в гл. 3).

1 а б л и ц а 4.2. Пределы доз облучения для отдельных лиц из населения, обусловленные радиоактивными выбросами и сбросами АЭС (СП АЭС-79)

"1

Вид отхзсе3

Доля соответствующего

ПД из

НР6-76, %

Предел дозы по группам критических органов, мЗв/год

1丨

11 1

in

Газоаэрозольные выбросы

4

0.2

0,60

L2

Жидкие сбросы

1

0,05

0,15

0,3

Всего

5

0,25

0,75

1,5

Установленные в НРБ-76 контрольные уровни (КУ) предназначен ны для планирования мероприятий по радиационной защите и оперативного контроля за радиационной обстановкой. В соответствии с основными принципами радиационной безопасности, положенными НКРЗ и МКРЗ в основу нормирования, КУ рекомендуется устанавливать настолько низкими, насколько это достижимо на практике.

Наиболее ярким примером следования этим рекомендациям по установлению КУ являются «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС» (СП АЭС-79) [5]. Фактические выбросы радиоак- 1ивных веществ б окружающую среду на современных АЭС и соответствующие им дозы облучения населения оказались во много раз ниже, чем допустимые уровни, установленные НРБ-76 (радиационное воздействие АЭС на население подробно рассмотрено в части 3). Поэтому санитарными правилами СП АЭС-79 введены новые ПД для населения, проживающего в окрестностях АЭС, которые ужесточены в 20 раз ио сравнению с ПД в НРБ-76 (табл. 4.2).

Трудно найти примеры столь жесткого и успешного ограничения техногенных нагрузок на население для многих неядерных отраслей промышленности. В последних основные проблемы сводятся к усилиям не превышать существующие нормативы (предельно допустимые выбросы и предельно допустимые концентрации вредных веществ), причем во многих случаях и на протяжение многих лет эти усилия не всегда приводили к успеху.

Некоторые перспективы развития принципов регламентации облучения человека

При осуществлении различных мер радиационной безопасности (технических, организационных и т. п.) из трех принципов радиационной безопасности только один — непревышение основного дозового предела — нашел полное воплощение в жизнь. Другие два принципа, в частности принип ALARA н его теоретическая основа——концепция польза — ущерб, пока не натлн широкого применения. Причин этого положения несколько. Одна из них заключается в недостаточной

обоснованности использования беспороговой линейной зависимости (БЛЗ) доза 一 эффект Пелз (”)для оценки стохастических эффектов радиационного облучения человека.

Как уже отмечалось в гл. 3, БЛЗ является верхним пределом для истинной зависимости R (〃)，т. е.

R (切 W &m (切. (4.4)

Соотношение (4.4) приводит к двум важным свойствам БЛЗ.

БЛЗ является надежной, или, другими словами, осторожной, основой нормирования радиационного облучения человека.

Использование БЛЗ в разного рода оценках ущерба, обусловленного радиационным воздействием, может привести к переоценке этого ущерба и соответственно неправильным выводам (б частности> при применении концепции польза—ущерб).

На эти два свойства обращается особое внимание в публикациях как МКРЗ (см. [1] в гл. 3, § 30), так и других организаций (см. также [1]).

Свойство 1 БЛЗ совместно с ее простотой, логической и математической строгостью служит одним из главных обоснований использования БЛЗ для нормирования радиационного облучения в документах МКРЗ и ряда других организаций. Однако свойство 2 БЛЗ рассматривается как серьезный ее недостаток. Оно оставляет открытым и актуальным вопрос об истинной зависимости R (〃) в области малых доз.

Другая причина, препятствующая широкому применению принципа ALARA и концепции польза——ущерб, обусловлена недостаточно строгим обоснованием и количественным определением величин> входящих в формулу (4.3) для расчета ущерба Y, В частности, не обосновано использование в этой формуле полной ожидаемой дозы S&. В связи с этим часто вместо Se используется неполная ожидаемая доза В； [см. (3.5)] с /манс 二二 500 или 104 лет также без серьезного обоснования (см., например, [1, 6, 7]).

По мнению авторов настоящей книги, экономический подход к оценке ущерба неизбежно требует, чтобы в определение Y входила дисконтированная ожидаемая доза [см. (3.6)1：

У = aS^£. (4.5)

Замена в этой формуле S%, е на S，или S： была бы грубым нарушением экономического закона, требующего при суммировании разновременных затрат или ущербов обязательного учета функции дисконтирования [8, 9]. Эту же величину S£,e (а не S： или Sc)

более правильно использовать также и в тех случаях, когда оценка ущерба производится в неэкономических показателях.

По данным разных публикаций значение а характеризуется очень большим разбросом:

а = 103 4- 105 долл/чел-Зв; или 750 — 7,5* 104 руб/чел-Зв. (4.6} Выполненные недавно работ ы [8, 9] позволяют понять причины боль* шого расхождения в оценках величины а разными авторами и позволяют рассчитывать на возможность устранения противоречий в ее определении.

Нижняя граница значения а в формуле (4.6) соответствует «хозяйственной» компоненте а (аж), которая отражает лишь ущерб в результате потери человека как производителя общественно полезного продукта. Кроме ах в а должна входить еще и так называемая «субъективная» компонента а (ас), отражающая готовность человека идти на некоторый небольшой дополнительный риск за дополнительные материальные блага. Эта компонента примерно на порядок больше, чем ах. Согласно предварительной сщенке [9] более правдоподобное значение а лежит где-то около 2-104 руб/чел-Зв (оно определяется в основном значением ас).

Человек подвергается облучению от разных источников. Это и естественный радиационный фон, и целый ряд техногенных добавок (см. § 4.4). Все эти источники не могут рассматриваться одинаково как с точки зрения нормирования их воздействия, так и с точки зрения принятия соответствующих мер радиационной защиты. Как уже отмечалось, в нормах радиационной безопасности, принятых МКРЗ и НКРЗ, не учитываются дозы облучения человека, обусловленные естественным фоном и медицинскими процедурами. Проблема нормирования воздействия этих двух источников уже поставлена UL Однако в основу их нормирования, по-видимому, должны быть положены несколько иные принципы по сравнению с принципами радиационной безопасности НРБ-76. Разработка этих принципов — одна из актуальных задач радиационной гигиены.

Из сказанного выше следует, что, как правило, оценивается п нормируется только один или несколько источников ионизирующего излучения при действии других источников, рассматриваемых как фон. Пусть А" — доза облудення человека за счет некоторого рассматриваемого источника, a AR — обусловленный им риск. Нетрудно показать, что при выполнении соотношения (4.4) для дозы Н от всех источников и для полного риска R аналогичное соотношение между AR и АКвлз (AR W Д^блз) уже несправедливо.

В работе [10] проведеп математический анализ применимости БЛЗ к оценке дополнительного риска AR от некоторого дополнительного воздействия А”. Этот анализ показал, что можно рассчитывать на правильное описание в среднем риска AR как функции А" на основе БЛЗ доза—эффект. Такой результат может получиться при статистическом усреднении эффекта 厶衣 по достаточно большому коллек*

тиву людей, условия фонового облучения которых, как правило, характеризуются значительным стохастическим разбросом. Это дает некоторые основания для постановки вопроса о пересмотре свойства 2 [саг. выше текст после формулы (4.4)1 применимости 6；13 к оценке ущерба от радиационного воздействия.

Согласно рекомендациям МКРЗ допустимые дозовые пределы на "е для отдельных лиц из населения установлены на основании значения приемлемого риска. При этом используется дополнительное условие для соотношения между максимальными Н賈式° п средними "е дозами облучения ограниченной группы населения (см. §4.1). Это соотношение не носит универсального характера, что может в будущем привести к необходимости пересмотра некоторых рекомендаций МКРЗ относительно допустимых дозовых пределов.

Другой подход к установлению допустимых пределов доз предлагается советскими учеными, разработавшими концепцию недопустк' мости реально обнаружимого риска [111 (см. также [91 в гл. 3). Согласно этой концепц(1и допустимую среднюю индивидуальнучо дозу облучения определяю: с учетом численности облучаемого контингента и флуктуации естественного уровня смертности за счет спонтанных злокачественных опухолей. Концепция учитывает вероятностный характер проявления эффектов малых доз, вследствие чего норматив регламентирует эффекты не у отдельного человека, а у данного контингента населения или персонала, при этом чем больше контингент, тем меньше допустимая средняя индивидуальная доза. Последняя устанавливав етсн таким образом, чтобы риск, определяемый по известной зависимости доза—эффект, был бы для данного контингента нереален (менее одного случая) rjh на протяжении жизни данного поколения статистически не обнаруживался. Использование такого подхода находится в соответствии с традиционными принципами отечественного гигиенического нормирования (гигиенические нормативы в стране устанавливаются так, чтобы нормируемый агент не вызывал каких- либо отклонений в здоровье людей, которые могут быть обнаружены современными методами исследования). По существу концепция обна- ружнмого риска подразумевает наличие условного порога коллективной дозы, при этом в случае немногочисленных контингентов предполагается ограничивать допустимый предел индивидуальной дозы, исходя из необходимости предупреждения любых нестохастических эффектов облучения. Такой предельно допустимой дозой дл я профессионалов согласно данным многолетних наблюдений является годовая доза до 50 мЗв, а для населения, более гетерогенного по своему составу и включающего детей, беременных женщин, больных и т. д.,——5 мЗв (см. [9, 11] в гл. 3). Данный подход не нашел прямого отражения в законодательстве. Вместе с тем он представляется заслуживающим внимания при дальнейшем развитии системы регламентации воздействия на человека как радиоактивного излучения, так и химических канцерогенов. .

В действующих в нашей стране НРБ-76 в качестве ПДД принимается наибольшее значение индивидуальной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Следует отметить, что подобное определение ПДД не противоречит беспороговой линейной концепции, если стоять на изложенных выше позициях концепции о недопустимости реально обнаружимого риска. При определенных значениях доз (см. § 4.2) коллективные дозы, формируемые у ограниченных контингентов персонала и населения, настолько низки, что связанный с ними риск не может быть обнаружен современными методами эпидемиологических или иных исследований на фоне спонтанной заболеваемости.

Уровни облучения населения СССР за счет различных источников ионизирующих излучений

Как отмечалось выше, радиоактивное загрязнение окружающей среды в результате работы предприятий ЯТЦ не является единственным источником радиационного воздействия на человека. Более того, как это следует из данных, приведенных в части 3, ЯТЦ не только не единственный, но и далеко не самый главный источник облучения че^ю- века.

Для проведения различного рода сравнительных оценок ущерба от всех видов радиационного воздействия необходимо иметь количественную информацию об уровнях облучения населения за счет источников ионизирующих излучений, не связанных с работой предприятий ЯТЦ. К этим источникам н видам облучения относятся: естественный радиационный фон； техногенный радиационный фон от естественных радионуклидов; глобальные радиоактивные выпадения от испытательных ядерных взрывов;

облучение пациентов за счет рентгено- и радиодиагиостики.

В СССР имеются лишь единичные публикации, содержащие обобщенные данные по дозам обручения населения [12] (см. [8] в гл. 3). Ниже приведены результаты наиболее поздних работ н обобщенийу проведенных в Институте биофизики Минздрава СССР.

Естественный радиационный фон. Источниками внешнего облучения являются космическое излучение и естественные радионуклиды (ЕРН) — у-излучатели, содержащиеся в горных породах и почве. Источники внутреннего облучения ——40К и радионуклиды семейств урана и тория, которые находятся в организме в равновесных концентрациях в результате поступления с пищевым рационом, питьевой водой и атмосферным воздухом. Основная масса населения СССР проживает на равнинных территориях, где средняя доза облучения за счет космического излучения составляет около 0,3 мЗв в год. Облучение населения за счет ЕРН, находящихся в почве и горных пор о-

дах, зависит от таких факторов, как характер жилища, время пребывания людей на открытой местности и др. Для населения СССР сред* невзвешепная доза облучения за счет у-излучеиия почвы и воздуха составляет примерно 0,32 мЗв в год. Внутреннее облучение ЕРН формирует эффективную дозу в среднем около 0,37 мЗв в год.

Следует подчеркнуть, что годовая доза естественного радиационного фона, усредненная по большим контингентам населения, достаточно близка в различных районах Зевди, за исключением районов так называемого повышенного естественного радиационного фона (см. [3, 81 в гл. 3).

Техногенный радиационный фон от естественных радионуклидов формируется в основном за счет применения строительных материал лов минерального происхождения (в домостроении), а также минеральных удобрений, содержащих повышенные количества ЕРН уранового и ториевого рядов. Наряду с этим к техногенному фону отнесены воздействия естесгвепных радионуклидов (226Ra, s^r，232Th, -10Po, 2I0Pb, 40K), содержащихся в выбросах тепловых электростанций в результате сжигания ископаемого топлива, в частности угля ИЗ], а также в светосоставах постоянного действия некоторых приборов, часов и т. п.

Основной вклад в облучение за счет техногенного радиационного фона обусловлен строительными материалами. Пребывание в помещениях приводит к дополнительному внешнему и внутреннему облучению. Мощность дозы у-излучения в кирпичных и бетонных зданиях, в исходном материале которых содержатся кварковые количества ЕРН, составляет 0,05—-0,07 мкГр/ч, в деревянных—0,06 мкГр/ч. Чем толще ограждающие конструкции (стены) помещений, тем сильнее они защищают от внешнего облучения компонентами естественного фона, содержащимися в почве и атмосферном воздухе, но одновременно тем большую дозу внешнего облучения создают внутри помещений за счет ЕРН, содержащихся в стройматериалах. В результате доза внешнего облучения, обусловленная ЕРИ на открытой местности, если содержание ЕРН в стройматериалах не отличается резко от кларкового, за счет геометрии облучения меньше примерно на г/3 — 丄/\ дозы внешнего облучения человека, проводящего заметную часть времени в каменных помещениях.

При использовании для стройматериалов сырья, содержащего повышенные количества ЕРН, мощность дозы у-излучения и от поступления 222Rn и 228Th в органы дыхания за счет их эмапирования из стройконструкций в объем помещения увеличивается во много раз. В среднем по стране с учетом соотношения городского и сельского населения СССР [14, 15] формируется эффективная доза облучения ■около 1,05 мЗв, притом в легких ——в результате вдыхания ^^Rn и 228Th и продуктов их распада, прежде всего 210РЬ и 210Рот эта доза составит примерно 7 мЗв.

Расчеты уровней облучения за счет использования минеральных ^фосфорных) удобрений в сельском хозяйстве представляют определен*

пые трудности. По оценкам Института биофизики для населения СССР { учетом ряда допущений средневзвешенная эффективная годовая до- а облучения всего тела составляет примерно 7,5 мкЗв и доза облучения гонад—около 3,5 мкЗв.

Годовая эффективная доза облучения за счет выбросов ТЭС в )975 г. оценена равной 2 мкЗв (подробнее см. часть 6).

Глобальные радиоактивные выпадения, обус;ювленные испыта- 1ельныхш взрывами ядерного ор\ жия, формируют эффективную дозу 4а счет внутренних (90Sr, '"Cs) и внешних (в основном 137Cs) источников облучения, составляющих примерно 20—25 мкЗв в год (1975 и 1976 гг().

Облучение в медицинских целях. В СССР в среднем на одного человека в год приходится одна рентгеиодиагностическая пронесу- ра (рентгенография 0,44, рентгеноскопия ——0,19, флюорография -0,37). В 1981 —1982 гг. средняя эффективная эквивалентная доза облучения всего тела за счет этих процедур с учетом рассеянного из- .лучения составляла около 1,5 мЗв в год. По данным Института биофизики Министерства здравоохранения СССР средние индивидуальные годовые дозы облучения красного костного мозга и желудочнокишечного тракта составили соответственно 1,7 и 1,4 мЗв, а доза облучения гонад — 0,35 мЗв.

Примепение радиофармацевтических препаратов в СССР обусловливает существенно мепыпие средние дозы облучения (менее 10 мкЗв в год), за исключением препаратов на базе 1:и1, формирующих среднюю по стране индивидуальную годовую дозу облучения щитовидной железы около 1,0 мЗв (вместе с рентгенодиагностикой — в среднем 2,6 мЗв), а в крупных городах (Москве, Ленинграде) - до 8,0— 9,0 мЗв.

В табл. 4.3 представлена сводка данных, характеризующих сред* ние индивидуальные дозы облучения населения СССР в 1980 и 1981 гг. в результате воздействия естественного и техногенно-повышенного радиационного фона, глобальных радиоактивных выпадений и рент- геподиагностических процедур. Для сопоставления приведены расчеты дозовых нагрузок для всего населения страны, обусловленных выбросами и сбросами АЭС в 1980 г. Годовые дозы даны д^я различных органов и тканей и всего тела; при расчете эффективной эквивалентной дозы учтен вклад внутреннего облучения с помощью взвешивающего фактора (сот), характеризующего отношение риска облучения данного органа к риску при равномерном облучении всего тела.”

Из данных табл. 4.3 следует, что для населения СССР средняя индивидуальная эффективная доза облучения за счет всех источников излучения достигает 〜 3,5 мЗв в год: за счет рентгенодиагностики—1,4 мЗв, усиленного радиационного фона (преимущественно из-за наличия ЕРН в строительных материалах) — 1,05 мЗв (в основном за счет внутреннего облучения легких) н естественного радиационного фона с учетом экранирования зданиями и режимами пове-

Таблица 4.3. Средние индивидуальные дозы облучения населения СССР в

Источник облучения

Вид облучения

Эффективная эквивалентная доза

Природные источники …，，寸

Внешнее Внутреннее 7 Bcci о'

620

380

1000

Техногенно-измененный радиационный фон:

стройматериалы

&1L -

Внеишсс :

Внутреннее '

Всего

1 950 1050

удобрения

Внешнее Внутреннее Всего

3,5, IL 10,1-10-2 13,6-АО-2

угольные электростанции суммар-, [ГОЙ 5!ОП(НОСТЫО 76 ГВт(эл.)

Внешнее Внутреннее Всего

5,0-10-2

1,9

2,0

Рентгенодиагностика

Внешнее

1400

Глобальные радиоактивные выпадения **

Внешнее Внутреннее Всего

10

13

23

АЭС?суммарной мощностью

12「Вт(зл)

Внешнее Внутреннее Всего

9-Ю-2

8-Ю-2,

17, IL

Остальные

Всего

1,6

Сумма воздействий

3500

* Включая диагностические процедуры с применением радиоиуклидой,

** Радиоактивные продукты ядерных взрывов.

*** Лоза облучения молочной железы равна примерно половине указанного значения.

1980 и 1981 гг., мкЗв в год

Доза облучения органов и тканей

Красныйкостпын мозгКрасныйкостпын мозгЭндостальныеЭндостальныеЛегк неЛегк неЩитовиднаяжелезаЩитовиднаяжелезаЖелудочнокишечный трактЖелудочнокишечный трактГонадкГонадкООО 2 9 1 6 2 9ООО 2 9 1 6 2 9ООО624204ООО624204^ W ^^ W ^ООО 2 13 6 3 9ООО 2 13 6 3 9

Красныйкостпын мозг

Красныйкостпын мозг

Эндостальные

Эндостальные

Легк не

Легк не

Щитовидная

железа

Щитовидная

железа

Желудочнокишечный тракт

Желудочнокишечный тракт

Гонадк

Гонадк

ООО 2 9 1 6 2 9

ООО 2 9 1 6 2 9

ООО624204

ООО624204

^ W ^

^ W ^

ООО 2 13 6 3 9

ООО 2 13 6 3 9

5,0-10-25,0- IO-2 5,0-10-20,72,9И0,753,0И5,0-10-25,0- IO-2 5,0-10-20,72,9И0,753,0Ио оо о5,0-IO-20,50,335,0-IO-20,50,33ое-5ое-5

5,0-10-25,0- IO-2 5,0-10-2

0,72,9И

0,753,0И

5,0-10-25,0- IO-2 5,0-10-2

0,72,9И

0,753,0И

о о

о о

5,0-IO-2

0,5

0,33

5,0-IO-2

0,5

0,33

о

е-5

о

е-5

100

100

100

100

100

一…100

70-

-70

7500

50

50

170

170

7600

130

150

—150

2,8-10-2

2,8-IO"2 •

/2,8/0-2

2,8・10-2

2810-2

2,8・10-2

11,2-10-2

82,7-IO-2

18,0-10-2

5,7*10-2

5,7-10-2

5,7- IO"2

14,0-IO-2

85,5-IO-2

20,8*10-2

8,5*10-2

8,5-10-2

8.5-10-2

1600

1600

3400 宀

2400*

130()

350

10

10

10

10

10

10

30

130

5,6

5,6

5内

5.6

40

140

13,6

15,6

15,6

15,6

9-10-220-Ю-229*10-29-10-220-Ю-229*10-2ОООООО9・10一26, 10-215-Ю-29・10一26, 10-215-Ю-2Т т-2 ОООТ т-2 ООО°-0-0-°-0-0-2,55,12,55,11,21,31,11,11,21,31,11,127202720378012 07035002400378012 0703500240014501450

9-10-2

20-Ю-2

29*10-2

9-10-2

20-Ю-2

29*10-2

ООО

ООО

9・10一2

6, 10-2

15-Ю-2

9・10一2

6, 10-2

15-Ю-2

Т т-2 ООО

Т т-2 ООО

°-0-0-

°-0-0-

2,55,1

2,55,1

1,21,31,11,1

1,21,31,11,1

2720

2720

378012 07035002400

378012 07035002400

1450

1450

Таблица 4.4. Теоретически ожидаемая частота злокачественных опухолей у населения СССР в результате облучения на уровне 1980 и 1981 гг. различ

Вид заболевания

Естественный фои

Источи ика

Стройматериалы

Минеральные удобрения

Лейкемия

1,8

1,1

0,28-10-2

Рак щитовидной железы

0,5

0,25

0,43-10-4

Опухоли костной тканн

0,9

0,3

0,43*10-3

Опухоли легких

2,0

25,0

0,42-IO"3

Все злокачественные опухоли

12,5

17,0

1,4-10-з

Наследственные дефекты

3,6

2,0

3,4 ТОТ

Примечание. Наблюдаемый в СССР в последние годы уровень смертности от з」о

дения — 1,0 мЗв. Облучение населения за счет глобальных радиоактивных выпадений составляет 2% облучения, формируемого естественным радиационным фоном.

Как известно, в рамках принятых регламентаций в области ионизирующих излучений облучение в медицинских диагностических целях не нормируется (см. [1, 2] в гл. 3), поскольку этот вид облучения преднамеренно используется прежде всего в интересах самих пациентов и общества в целом. Вместе с этим показателен следующий пример. Если снизить эффективную дозу за счет рентгенодиагностики всего на 10%, что вполне достижимо, то эта акция полностью нивелирует прирост облучения за счет ядерной энергетики мира с учетом перепек- тив ее развития в ближайшем будущем (см. [3] в гл. 3).

Как видно из табл. 4.3, эксплуатация АЭС (1980 г.) обусловливает крайне низкие индивидуальные дозы облучения населения СССР, значения которых (менее 0,1 мкЗв в год) значительно меньше флюктуаций природного фона ионизирующих излучений.

Представленные в табл. 3.3 и 4,3 данные позволяют сделать расчетные оценки теоретических ожидаемых стохастических эффектов среди населения в результате парциального и суммарного облучений на популяционном уровне от указанных выше источников излучения (табл. 4.4). Анализ полученных оценок показывает, что суммарно за счет всех видов облучения в эти годы, включая и естественный радиационный фон, можно ожидать около 13 000 случаев смерти в год среди всего населения СССР от злокачественных опухолей, индуцированных ионизирующими излучениями» а также немногим более 2000 наследственных дефектов в первых двух поколениях его потомков. В последующих поколениях можно ожидать дополнительное количество нарушений, относительно которого нет достаточно уверенных оценок. Однако можно полагать, что все они в сумме не превысят значений, приведенных для двух первых поколений [16] (см. также [3] в гл. 3),

с летальным исходом и наследственных нарушений в первых двух поколениях ными источниками излучения (число случаев в год на 106 чел.)

техногенного фона

Диагностическое облучение

Глобальные выпадения

Эксплуатация АЭС на уровне 1980 — 1981 гг .

Угольная ТЭС

Прочие

1,44-Ю-з

5,0-Ю-з

8,2-10-2

6Т0-4

0,2210-3

6,5-10-4

7,8-10-3

6J0T

1,4.10-3

2,6-10-3

0,8

7Д.10-2

■ 6-ю-5

2,3*10-2

2,4-10-3

7,2

3,1-10-2

3-Ю"4

1,9-10-2『

1,6-10-2

19

2,4-10-<

1,6 • 107

2,2-Ю-з

4,4-IO"3

1,4

6,Ы0-2

5・10Т

качественных опухолей —

около 1300 случаев

в год на

10е чел.

Из табл. 4.4 следует, что на 1 млн человек населения техногенный радиационный фон может быть причиной 17 случаев смерти в год от злокачественных опухолей, рентгенодиагностика ——19 случаев (при этом ведущим фактором летальных исходов служат злокачественные опухоли легких). В расчете на все население СССР ожидаемое суммарное число случаев смертельных исходов от злокачественных опухолей в результате воздействия на население суммы радиационных факторов (без производственного облучения) составит около 13 000 в год (против примерно 300000 случаев смерти от спонтанного рака) (см. [17] в гл. 3), за счет техногенного радиационного фона и применения в медицине источников излучения для диагностических целей — соответственно около 4500 и 5300 случаев в год*.

122 Глава 4.: Оеневные принципы и нормы радиационной безопасности

Н^4эет©ве авалша ：вклада радиаци®оного фактора в наблюдаю^ щуюся смертнос^ь^<)т Ьйбн^аннь1х злокачественных нобоббразовайий мОЖнПТОТГЖ^-преДстагаенЖ о^ролй Жй^^^

тора в онкологической патологии человека при двух важных допуще^ ниях： Р) ^аведлива линейнай беспороговая гипотеза (она, как было отмечено, по->идимому, несколько завышает риск от малых доз обл у- чения); 2} отсутствует потенцирование (усилиение) действия излучения ^^礁твне xnM^q邸ого загрязнения 0施ухающей среды (в дейст- витедйи|(|'и, по•皂и^й时@му, им俅胃 место некотброе усилие)； (ш.. 126] b ГЛ.出 Е…-

Gy屯叫м указанШК^допущенйй можно^заключить, что приведенные выше'^Шейки дойгйочА) правильно отражйтот" действительную фоль существующего радиационного фона в оцкологической патологии и позволяв далее-^олее лю^всесторонне -нонять роль-облучения

среди нерадиационных факторов, сопутствующих получению энергии (ем-砌с』2^设)笨兴第恵квт用囤幽я их вредности/для здоровья： ：о 姬 йрйВ0Жйэя®Ж1^аабй1 ii8 данных о ：дозах сяблучЬния населеция 融曲yit№aAiOtaH 9в敏тцмявдонную дфу 3a seг дейс^вувэдих ныне 城 стр^Вй)腐Ссничто* 鸣囂 гжойкатмгическую заболеваемсмггь населения сущеетующие вйбрйсы^АЭй^акт^те^ иникетрМ влияния не ока， задают；

Обеспечение радиационной защиты населения при работе предприятий ядерного топливного цикла

Основная стадия ЯТЦ ——производство энергии на АЭС — значительно выделяется во всем цикле с точки зрения проблем обеспечения радиационной безопасности населения. Рассмотрению этих проблем для АЭС при нормальном режиме работы и в аварийных ситуациях посвящены гл. 5 и 6. Основное внимание уделено АЭС с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК и для сравнения PWR, BWR) в соответствии с их ролью в ядерной энергетике в настоящее время и в ближайшие два-три десятилетия. Радиационная безопасность населения, связанная с транспортированием, переработкой, хранением и удалением радиоактивных отходов, рассмотрена в части 4 вместе с соответствующими техническими вопросами. Остальным стадиям цикла посвящена гл. 7. В ней же обобщены все данные по дозам облучения населения, обусловленным ЯТЦ в целом.

Глава 5

Радиационная безопасность атомных станций в нормальном режиме работы

5.1. Радиоактивные вещества, образующиеся при работе АЭС

В работающем реакторе АЭС радиоактивные вещества образуются в процессе деления ядер 2ззи* 235и или 239Pli и активации нейтронами различных материалов, присутствующих в активной зоне реактора (конструкционные материалы, топливо, примеси теплоносителя, замедлителя, топлива и т. п.). Активность этих веществ обусловлена в основном короткоживущими радионуклидами. Они влияют на формирование радиационной обстановки внутри здания АЭС (например, 呐 с П/2 = 7,4 с), но из-за быстрого распада не представляют опасности при возможном выходе в окружающую среду. К радиоактивному загрязнению среды может привести только выход радионуклидов, период полураспада которых больше нескольких минут или даже

124 Глава 5. Радиационная безопасность АС в нормальном режиме нескольких часов 4- в зависимости от физикохил^^йй资 свойств и особенностей поведения в биосфере*.

Радионуклиды, которые могут оказывать значимое й^действие на биос奴ру при работе АЭС или других предприяти1г#ТЦ, 1Ц)инято называть биологически значимыми радионуклидами. В'Шастоя^ёй главе рассматриваются только те из них, воздействие кото。矗 ё^Шесгвенно при нормальном режиме работы АЭС. В этом режиме осуществляется значительная временная задержка радионуклидов перед их выбросом в окружающую среду (см. ниже), в результате чего короткоживущие биологически значимые радионуклиды в основном распадаются прежде, чем попадают в биосферу. В аварийных условиях эта задержка может быть значительно меньшей или совсем отсутствовать.

Продукты деления. Вследствие статистической природы деления тяжелых ядер в этом процессе образуется много различных нуклидов. Большая часть продуктов деления, так же как и их дочерних продуктов, радиоактивна (почти исключительно 0- и у-активна). Их периоды полураспада находятся в широких пределах — от чрезвычайно ма」 лых (доли секунд) до очень больших значений (десятки лет н 6о二 лее) [1].

Все продукты деления образуются внутри таблеток ядерного топлива и в основном остаются там. Небольшая часть продуктов деления вследствие диффузии попадает в пространство между таблетками топлива и оболочкой твэла. Выход через герметичную оболочку твэла в охлаждающую воду возможен также только за счет процесса диффузии. Этот выход мал для всех нуклидов, кроме трития. Последний же химически связывается цирконием**, входящим в состав материала оболочки; в результате выход трития через оболочку не превышает 1%.

На практике некоторые твэлы в активной зоне могут иметь те или иные дефекты оболочки, возникающие в процессе работы реактора,— микротрещины, ч4рёз которые диффундируют газообразные продукты деления, или большие трещины, через которые возможен прямой контакт воды с топливом, в результате чего в воду может попасть также некоторое количество нелетучих продуктов деления или даже топлива. В реакторах типов ВВЭР и РБМК, а также зарубежных PWR и BWR допускается число газонеплотных вэлов (с микротрещинами) не свыше 1%, а с крупными дефектами ——0,1%. Фактические показатели дефектности твэлов на действующих АЭС, как правило, во много раз меньше этих предельно допустимых значений [2—5, 8L

事 Короткоживущий нуклид может представлять опасность для окружающей среды, если он ——продукт распада долгоживущего нуклида.

** На действующих АЭС с водоохлаждаемыми реакторами в качестве конструкционного материала твэлов, как правило, используют сплавы, содержащие цирконий. Через оболочку твэла, изготовленного из нержавеющей стали, диффундирует до 80% трития [2].

Радиоактивные вещества, образующиеся при работе АЗС"12s

Таблица 5.1. Биологически значимые радионуклиды благородных газов й иода, образующиеся при работе ядерного реактора (1, 4, 7] 产

Нуклид

「1/2

Нуклид

「1/2

Нуклид

「1/2

«?Кг

10,7 года

гззхе

5,2 сут

129[

1,6*107 лет

8МКГ

4,5 ч

133mxe

2,2 сут

1311

8 сут

87 Кг

1,3 q

135木

9,1 ч

133 J

21 ч

88КГ

2,8 ч

135mxe

15,7 мин

1351

6,6 ч

Примечание. Все приведенные в таблице нуклиды В- и (или) v- активны;「1/2 период полураспада.

Таблица 5.2. Некоторые биологически значимые твердые продукты деленияг образующиеся при работе ядерного реактора [1, 4, 7]

Нуклид

71/2

Нуклид

「1/2

Нуклид

T"2

Нуклид

Т1/2

89Sr

51 сут

95Zr

64 сут

134cs

2,1 года

143рг

14 сут

9唸

28,6 года

l°3Ru

39 сут

137cs

30 лет

140

284 сут

91Y

59 сут

l°6Ru

1 тод

」40Ва

13 сут

i©9Eu

5 лет

9©Nb

35 сут

129/«Те

34 сут

KiCe

33 сут

Таблица 5.3. Расчетное количество q трития, образующегося в энергетиче ском реакторе [1, 7]

Реакция

q, Ки/[МВт (зл.)・тод]

ВВЭР (PWR)

РБМК (BWR)|

ВТГР

1 БГР

HWR

БН

Деление

Активация:

18—20

18—20

12—20

20

20

20—30

D

0,001

0,01

—

—

600

.

6Li

0,02

0,5*

0,5*

—

—

ЮВ

0,5

—

——

—

——

—

3Не

——

<0,6**

3—6

3—6

—

* На примеси лития в графите; данные для ВТГР перенесены также на РБМК.

** В газовом контуре РБМК.

В зависимости от физико-химического состояния и особенностей поведения в технологических системах АЭС и окружающей среде продукты деления разделяют на следующие группы: 1) благородные газы (Аг, Кг, Хе); 2) летучие вещества (например, I, Cs); 3) тритий (Т); 4) нелетучие вещества (например, La, Sr, Rb и др.). Во всех группах, кроме третьей, присутствует большое количество различных радионуклидов. В табл. 5.1—5.3 приведены некоторые данные о биологически значимых радиоактивных продуктах деления, образующихся в энергетическом реакторе.

Глава 5. Радиационная безопасность АС в нормальном режиме

z “ Продеты активдции возникают при адуир^циц., дейтронами конструкционных ма^)малрв (продукты, коррозци)^ примесей .теплонсжи- теляг-^медлителя и еамого топливаR чюследнемч^учае ^разуется ряд трансурановых элементов: Np, Pu, Ат и Ст. Присутствие этих элементов в ЯТЦ осложняет проблему безопасного удаления радиоак- тивных отходов, поэтому их количественные и прочие характеристи-

ки рассмотрены специально в тл. 9. В табл. 5.3 и 5.4 приведены некоторые данные о биологически значимых продуктах коррозий и активации примесей. Изотоп 41 Аг образуется в результате нейтронной активации 40Аг, растворенного вместе с воздухом в охлаждающей воде:

(5.1)(5.1)4дАг (п, у)41Аг>

(5.1)

(5.1)

Так как еодержание 40Аг в воздухе мало, вклад 41 Аг в общую ак- тавность первичного теплоносителя незначителен. Однако в реакторе РБМК этот радионуклид образуется также и в газовом контуре за счет той же реакции. Скорость образования ^Аг зависит от состава газовой смеси и может быть значительной.

О^лзование. трития происходит в реакциях активации D, 6Li и 10В, присутствующих в роде первого контура в качестве примесей:

D(& 力不(5.2)

6Li (п, у) Т;(5.3)

1 吟(& 2а) Т.(5.4)

Дейтерий входит в состав воды (0,015%), литий и бор ——в добавляемые к теплоносителю реактора ВВ9Р и PWR гидроокись лития (для регулирования содержания водорода в теплоносителе) и борную кислоту (для дополвдтельного регулирования реактора).

В реакторе НWR в кэт^тте замедлителя и теплоносителя используется тяжелая вода；поэтому 卫 нем роль реакции (5.2) в производстве трития возрастав во много раз. В реакторах типов РБЛШ, ВТГР и БГР тритий может возникать также, в результате реакции

3Не(п, р)Т.

В РБМК гелий присутствует в газовом контуре, в двух других он используется в качестве теплоносителя. В табл. 5.3 приведены расч^* ные данные о количестве образующегося трития в реакторе за счет разных источников.

Источцдкиом 14С в ядерном реакторе служат реакции

14N (п, р)У;(5.5)

17О (п, а)14С;(5.6)

13С(п, у) 14c.(5.7)

Вклад каждой из этих реакций сильно зависит от типа и особенностей конструкции реактора. Реакции (5.5) и (5.6) определяют в основном выход 14С в водоохлаждаемых реакторах. В них 17О и 14N (как

Таблица 5.4. Некоторые биологически значимые продукта активации, об разующнеси при ра^те энергетического ядерного рёактсфа [ i, 6, С 9]

Нуклид

「1/2

Нуклид

T1/2

Нуклид'

T1/2

丄j亠一一f 一 一—一一

Нуклид

"1/2

&Cf28сут

©《Мп312сут

28co71сут

^9Fe45©УН

6℃о5,3года

69Zn244сут

95NbЗБ сут

95Zr64 сут

uo^Ag250 сут

■/Т1Я,3* года

14c5730 лет

◎Аг吓;8 ч

примесь) содердатся § .¥опдиж. теплоносителе и замедлителе, В Лег- roboahRx реакторах ВВ*《PWAj刃 BWR Н鄧мНрб照нное количесФвб образующегося 14С по оцйкдм ТрдзШ 3班加0瓦；8"аМаеТ 00” 0,03 Ки/[МВт (эл.)-год], в hWr [в основном за рчет реакции (5.р)1 — 0,57 Ки/[МВт (эл.)-год]. В' реакторе с графитовым зйъледлителём основную роль играет реакция (5.7). Для ВТГР выход 14(3 достигает 0,08 Ки//(МВт (эл.) • год] 16, 7]. 「

Радиоактивные отходы АЭС: источиики, классификация и обработка,

Подавляющая часть ра^одктивдах вещ^стр, р^рйувдихся в ре- зультате работы реактору остается в топдивё. Й^вдечённые Из актй^- нои зоны твэлы в течецие.рпрВД^^ного времени хранят в специальных хранилищах (бассейнах выдержки) на АЭЙ? здтём отправляют на радиохимический завод. После переработки облучённого топлива содержащиеся в нем радиоактивные вещества образуют отходы конечной стадии ЯТЦ. '

Источниками радиоактивных отходов АЭС являются продукты нейтронной активации, образующиеся вне твэлов» и продукты деления, частично выделяющиеся из твэлов в теплоноситель. Часть этих радиоактивных веществ в результате действия тех или иных технологических операций непрерывно или периодически выводится из реактора в систему обработки и хранения радиоактивных отходов АЭС, Другая часть —— радиоактивные вещества, образующиеся в несменяемых частях оборудования реактора, — становится отходами только после остановки станции на демонтаж или консервацию по истечении Срока ее эксплуатации*.

Как уже отмечалось ранее, технологические системы АЭС сконструированы и эксплуатируются таким образом, йтобы обеспечить практически полную изоляцию радиоактивных веществ от биосферы, а возможные их утечки в окружающую среду свести до уровня, допустимого действующими санитарными правилами.

♦ Проблемы демонтажа или консервации АЭС в этой книге не рассматриваются.

Вывод радиоактивных веществ из реактора осуществляется системой байпасной очистки теплоносителя и конденсатоочистки (см. рис. 2.1, 2.2). Например, в реакторе ВВЭР часть потока теплоносителя (от. 20 до 60 т/ч) отводится из первого контура и пропускается через специальную систему водоочистки, главным элементом которой является ионообменный фильтр. В этой системе реактора ВВЭР-1000 происходит также отделение газообразных примесей в результате дегазации воды [10].

Кроме того, радиоактивные вещества выходят вместе с про- -течками теплоносителя из первого контура или в результате промывочных и дезактивационных операций на первом контуре и других технологических узлах реактора, загрязненных радиоактивными веществами. Очистке подвергается также и вода бассейна выдержки (хранения) отработавшего топлива. В нее могут попадать радиоактивные вещества либо из дефектных твэлов, либо с поверхности герме- тизнйх оболочек твэлов.

Вода, загрязненная в процессе эксплуатации реактора (различного рода протечки первого и второго контуров и других технологических систем станции, промывочные^ и дезактивационные растворы и т. п.), собирается в ёйё1#аяьныё-Шки -и очищается на выпарных аппаратах и ионообменных фильтра:

В результате очистки воды в различных технологических системах реактора, ремонта или замены оборудования, проведения лабораторных испытаний и других мероприятий на АЭС возникают радиоактивные. отходы, которые можно разделить на три категории — газообразные, ：жидкие и твердые.

Газообразные отходы. Основной источник отходов этого типа — система байпасной очистки теплоносителя первого контура (АЭС с реакторами ВВЭР нл旦 PWR) и эжектор конденсатора (АЭС с реакторами РБМК илц BWR). Кроме того, газообразные отходы возникают в результате дегазации разного рода протечек теплоносителя, выхода газов при водообмене в реакторе й при отборе проб воды. Газообразные отходы проходят довольно сложную систему обработки (рис. 5.1), после чего выбрасываются через газоотводную трубу. Эта система включает в себя следующие виды очистки: от паров воды и водорода, ют аэрозолей ца аэрозольных фильтрах и иода на иодных угольных фильтрах.

Для уменьшения активности выбрасываемых газов на АЭС осуществляется их временная задержка перед выбросом в трубу, в течение которой происходит распад короткоживущих радионуклидов. Для этого газы либо на определенное время закачивают в специальные газгольдеры^ либо пропускают через радиохроматографическую

髭6t 7電©

[dl] (и工зонни丄X。珞o&owej кинзк&еВ

-6ii Йояйднёхэ^ ——XMLLt 士6口由勺£电苴 3。odXiBdaiHir иончееиПэпэ s oHjohh) dCHH j 3色丫 хээа kitR ион1(1в1Гнв1э кэхэккак емэхэиэ uie Kwada ээШкоюен g *

XHHEEdgooeej ex^doHe? BEHHawadg •[£【'％【]工Аз o[ зинзьзл а кзвзеа ■iDKdoHes〕y w欢 Of7 wowgqgo 3d39doзНе а (ки^нкЕНИф) «еэизо^» э^у ?H 工人)g'£ ен」y и 工Аз 乙力 ен эх Хяжй^эЧГее хэияиьэиээро но ・測 0Z 1эв1гаЕ1эоэ jxd edogdooHe woqgo ииьодис! ggy (OCVX) иояэчгго^ и (D6V9H)иояэжэнойояоаор! aoxoirg AI м Ш ияхэиьооеил энэхэиэ н 4 daw -udiieH •еНимхАноиВес! июнь оио&оззек 'мине工еАнтохе иияоюЛ '3Xd ИИНяЛбХЭНОЯ JLO И1Э0И1ИЭИ9Е8 9 五0工人3 &0XLK33H ХИЯЧ1Г0ЯЭЭН ОН 五0工大3 ХИЯЧ1Г0ЯЭЭН 丄о HHOwoda эинэьэх a DXd sodoh HHHa^oxodn хи ndn аос -в」ехжНзНе? к?ннзк0(1& 1и1Гохэио4и 31MA я ииН9dозНе иояээьикени!/ KduVOJEirg 'ПЖ1А WI4HHE90dH9HlME И1ЧННЭН1Г0ПЕЕ 4 dЭ9d0Э'П/E-dlqIfИф —1ЧИСЭ1ЭИЭ И01€ 丄H3W3IfG ИОН8ОНЭ0 ^SOEEJ ияхэиьо (0Xd) Aw。丄ОМЗ

&О£е」ИЯЛЭИЬО РИЭХЭИЭ КВМЭ9ЬИфЕС1л

-oxuwodxoHffud ——DXd ^йхчгаф (утчнГои) иннч1Г0£0й€Е ——(口) у 1имхиьо yopAdJ йлчьгиф — д :XWQd и^и d€99 виих wodoiMuad мпнНо&ох

-jaif э 3£V (oj) aoRoxio xiqHSBdpoosEJ киномеМА и их丄ogedgo емохз •pg •ohj

^4* j-^^r .'W^4* j-^^r .'W<><>u»d丄I BeHtfoaiooeeju»d丄I BeHtfoaiooeejШнВ^ЙЖв^3渔毗加打ШнВ^ЙЖв^3渔毗加打HMiHdeVHS datf^vojeBjHMiHdeVHS datf^vojeBj」rfik」rfik(НЯ9с1)edAlH0M ojosoeai(НЯ9с1)edAlH0M ojosoeai看aенхоиьо看aенхоиьоиине№е»оо xRHqveiejOMOUofl BMtiutfHiRagиине№е»оо xRHqveiejOMOUofl BMtiutfHiRagb4Xihom ouosdeu ^инэШэи<ш нип^йилиадb4Xihom ouosdeu ^инэШэи<ш нип^йилиад*m4顯^ИНХОИКО Н01ЭИО*m4顯^ИНХОИКО Н01ЭИО

^4* j-^^r .'W

^4* j-^^r .'W

<>

<>

u»d丄I BeHtfoaiooeej

u»d丄I BeHtfoaiooeej

ШнВ^ЙЖв^3渔毗加打

ШнВ^ЙЖв^3渔毗加打

HMiHdeVHS datf^vojeBj

HMiHdeVHS datf^vojeBj

」rfik

」rfik

(НЯ9с1)edAlH0M ojosoeai

(НЯ9с1)edAlH0M ojosoeai

看aенхоиьо

看aенхоиьо

иине№е»оо xRHqveiejOMOUofl BMtiutfHiRag

иине№е»оо xRHqveiejOMOUofl BMtiutfHiRag

b4Xihom ouosdeu ^инэШэи<ш нип^йилиад

b4Xihom ouosdeu ^инэШэи<ш нип^йилиад

*m4顯^

ИНХОИКО Н01ЭИО

*m4顯^

ИНХОИКО Н01ЭИО

ШШ

Ш

Ш

БИПЕМИфиЭЭЕ1ГМ ^иминьохэи ：3£v hVoxio skhshimuohVej '^'S

отходов во много раз уменьшает их активность, что эквивалентно улавливанию значительной части радионуклидов..

Дополнительным источником газообразных отходов на АЭС слу* жит вентиляция основных и вспомогательных помещений станции^ Перед выбросом через трубу поток вентилирушого воздуха педвер- гается очистке на аэрозольных и иодных фильтрах. Если удельная активность этого воздуха из вспомогательных помещений невысока, то можно проводить его выброс, минуя систему очистки. $

Существенное различие между реакторами РБМК (BWR) и ВВЭР (PWR) с точки зрения образования газообразных отходов заключаемся в том, что из-за замкнутости первого контура ВВЭР (PWR) время пребывания в нем радиоактивных веществ намного больше, чем в открытом первом (и единственном) контуре РБМК (BWR). Поток вода из первого контура ВВЭР (в систему байпасной очистки или в виде протечек) относительно мал, поэтому период полувыведения тГ/2 радиоактивных газов из первого контура довольно большой: от нескольких часов до нескольких суток в зависимости от типа реактора, его конструкционных особенностей и режима работы*. ;

В кипящем реакторе РБМК или BWR газы переходят из воды В пар и довольно быстро (примерно за 30 мин) выходят из контура через эжектор конденсатора [2]. Поэтому на АЭС с реакторами этого 1ипа временная задержка газов перед выбросом через трубу имеет бол^е важное значение, чем на АЭС с реакторами ВВЭР или PW^« I Жидкие отходы. Как уже отмечалось, загрязненная вода, Образующаяся в результате эксплуатации или ремонта реактора, очипШет- 1сй и йспользуется вновь. Жидкие радиоактивные отходы составляют в основном кубовые остатки выпарных аппаратов (с солесодержанцш 〜300 г/л) и пульпы фильтроматериалов и ионообменных смол, средняя удельная активность которых, как правило, не выше 1 • 10^4 Ки/л. Источник этих пульп — намывные механические и ионообменные фильтры очистки контурной воды, конденсатов и других малосолевых вод. Жидкие радиоактивные отходы поступают в специальное хранилище отходов этого типа — бетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью.

； При хранении жидких радиоактивных отходов сущ^твует растущая со временем вероятность разгерметизации емкостей и соответственно радиоактивного загрязнения окружающей среды в результате коррозионных процессов или каких-либо внешних воздействий (например, стихийных бедствий). Поэтому такое хранение рассматри- в^тся как временное решение вопроса об изоляции радиоактивных отходов. Для окончательного решения этого вопроса планируется от- верждатк концентрированные жидкие радиоактивные отходы с по-

■ * Например, для ВЕЗР-440, как покгзкггет расчет, т1/2 мсжет достигать

следующим их захоронением на территории АЭС или региональных «могильников». $

В СССР разрабатываются две группы методов отверждения жидких отходов АЭС: 1) термические с использованием термопластичных материалов (битумов, асфальтов и т. п.); 2) нетермические (цементирование, гипсование, включение в термореактивные смолы). Вубор того или иного метода отверждения будет определяться конкретныг ми условиями, так как он существенным образом связан с составом отходов, а также выбором места и условий захоронения [11].

Твердые отходы. К этому классу радиоактивных отходов АЭС относятся: 1) твердые отходы, возникающие после отверждения концентрированных жидких радиоактивных отходов*; 2) частй и детали оборудования и приборов, вышедших из строя (например, управляющих элементов, 5HHьтров и т. п.), использованный инструмент; 3) израсходованные различные материалы (бумаги, тряпки, ветошь ит- п.). Отходы третьей группы подвергают обработке (упаковке, прессованию) и складывают в специальные металлические ящики. Твердое отходы АЭС после сбора и переработки помещают в хранилища твердых отходов на территории АЭС.

Удаление радиоактивных отходов АЭС

В результате работы АЭС образуются, как уже было сказано выше, отходы трех типов: газообразные, жидкие и твердые. В окружающую среау сбрасывают (после прохождения описанных выше систш рбра- &тки) только газообразные и частично жидкие отходы. Твердые отходы временно хранят на площадке АЭС, а затем направляют на 3出 хороненне, ・

Системы обработки отходов, действующие на современных АЭС, с высокой эффективностью улавливают почти все радиоактивные вещества, кроме трития и РБГ. Тритий, попавший в теплоноситель реактора, в конечном счете полностью поступает в окружающую среду. Временная задержка, которой РБГ подвергаются в процессе пребывания в первом контуре и системе обработки отходов, во много раз уменьшает их активность, что эквивалентно их частичному улавлн- Данию.

Рассмотрим поступление радиоактивных веществ в окружакицую среду с отходами отечественных и зарубежных АЭС. Количественный и качественный составы этих отходов в сильной степени зависят от тдпа реактора, состояния активной зоны и основного оборудования, от условий эксплуатации и особенностей систем обработки отходов» Поэтому в качестве количественных характеристик радиоактивных отходов, как правило, приводятся не усредненные значения, а их рижний и верхний пределы. При этом основное внимание уделяется

，* Отходы этого типа возникают на АЭС, если осуществляется отверждение

жидких радиоактивных отходов.

5*

отечественным серийным АЭС с реакторами ВВЭР-440 и РБМК-ЮОО, а среди зарубежных — АЭС с реакторами [PWR и BWR, введенным в эксплуатацию после 1971 г. Ранее введенные в действие несерийные или головные АЭС по своим техническим характеристикам (в том числе и по системам обработки отходов), как правило, в той или иной степени отличаются от действующих серийных и строящихся станций. Поэтому данные об их отходах не характерны для развивающейся ядерной энергетики.

Проектируемые и перспективные энергетические реакторы рассмотрены в заключительном параграфе этой главы.

Газообразные отходы выбрасывают в атмосферу через высокую газоотводную трубу (высотой 100—150 м), чтобы обеспечить лучшее разбавление в воздухе. В их состав входят РБГ, некоторое (обычно небольшое) количество трития (большая его часть содержится в жидких отходах, см. ниже), малые количества иода (см. табл. 5.1) и аэрозолей, не извлеченных при очистке. РБГ состоят ез изотопов Кг и Хе (см. табл. 5.1) и продукта активации 41 Аг. В газообразных отходах йод присутствует в основном в виде органических соединений (〜90%) с примесью аэрозольного и элементарного нбда (~ 10%). [71. Аэрозольную составляющую газообразных отходов АЭС образуют некоторые твердые в обычных условиях продукты деления и активации (см. табл. 5.2 и 5.4).

Наибольший опыт эксплуатации и радиометрических измерений накоплен на АЭС с, серийным реактором ВВЭР-440. Результаты измерений газоаэрозольных выбросов для трех станций приведены на рис. 5.2 [141. На основе этих результатов и данных о выработке электроэнергии рассчитаны нормализованные выбросы газообразных отходов (табл. 5.5). В табл. 5.5 приведены нормализованные количества отходов АЭС с серийным РБМК-1000 (по данным измерений на Курской и Чернобыльской АЭС). Как следует из сравнения данных табл. 5.5 и опубликованных ранее [15, 16] результатов измерений газообразных выбросов нА I блоке Ленинградской АЭС (с головным реактором РБМК-1(X)0), выбросы РБГ на серийном реакторе в несколько раз меньше, чем на головном.

Отмеченные ранее различия в конструкциях реакторов ВВЭР и РБМК проявляются в том, что количество РБГ, выбрасываемых в атмосферу, на АЭС с реакторами РБМК на порядок больше, чем на АЭС с реакторами ВВЭР. При этом существенно различен их изотопный состав: в выбросах ВВЭР преобладает относительно долгоживущий 133Хе, а в выбросах РБМК — более короткоживущие изотопы криптона и ксенона (табл. 5.6).

Особенность конструкции реактора РБМК проявляется также и в том, что в нем существует дополнительный источник газообразных радионуклидов Т, 14С и 41Аг ——газовый контур. Очистка и временная задержка, которой подвергаются газы из этого контура перед выбросом, обеспечивают эффективное улавливание радионуклидов 14С и 41 Аг. В результате, например, выбросы 14С АЭС с РБМК практически

Рис. 5.2. Газоаэрозольные выбросы q двух блоков ВВЭР-440 НВАЭС (О), КАЭС (•), АЭС «Козлодуй» (□), I блока ВВЭР-440 АЭС А-1 в Яслов- ске-Богунице (А) [5, 14]:

а — РБГ (в 1975 г. выброс РБГ на НВАЭС составил 24,8 кКи); б —1311 в аэрозольной форме (для АЭС «Козлодуй» — в летучей форме)； в — аэрозоли (без иода) .

такие же, как и выбросы АЭС с ВВЭР и другими легководными реакторами. Образующийся в контуре Т выбрасывается вместе с другими газообразными отходами. Исследования образования и выброса 14С на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами показывают, что поступление этого радионуклида в атмосферу составляет 6—10 мКи/[МВт (эл.)-год] на АЭС и примерно в 2 раза больше ири переработке топлива на радиохимическом заводе [7].

Выбросы долгоживущего радионуклида 1291 на АЭС незначительны как с точки зрения возможного воздействия на окружающую среду, так и по сравнению с его выбросами на радиохимическом заводе, поэтому в этой главе они не р ассматриваются.

Жидкие отходы. Жидкие радиоактивные отходы АЭС в окружающую среду не сбрасываются. Они подвергаются очистке, после кото-

q, мНи год

Ю2

ю

10

1

1974 г. 1976 г. 1978 г. 1980 г. В

q, /Ни год

ЛО2

6

рой вода используется вновь, а концентрированные жидкие отходы изолируются от биосферы путем хранения в специальных емкостях, отверждения и последующего захоронения. Сбросу могут подвергнуться только очищенные, так называемые дебалансные воды, которые возникают при переполнении емкостей для хранения очищенных вод. Удельная активность сбросных дебалансных вод мала — она не превышает допустимой концентрации для питьевой воды, установленной действующим санитарным законодательством (см. гл. 4)*. Эта актив-

* Только при этом условии разрешается сброс дебалансных вод; в противном случае они должны подвергаться дополнительной очистке перед сбросом.

Таблица 5.5. Нормированный выброс радиоактивных веществ в окружаю 12, 5, 7, 14, 16, 17J

Выброс

Тяп ретстора

РБГIАэрозоли (без I)

ВВЭР

1—7,5

2.10-5—2,5.10-4

b 10-5—3. io-

РВМК

<75

ь 10-4—1,5.10-2

8.10-6

PWR “

1—40

2.10-4—0,4

1・ 10-6—7,4.10-4

RWR*4

(13) 2—1,5・103

(ыо-<) 1・ 10-3—4. та

• (5・10Т) З.Ш/О—з

(240)

0.10-3)

(8・10-з)

♦ Расчетные

данные [5]; как правило, основная часть тритий

сбрасывается с жидкими

чениш.

** Расчетные выбросы трития из газового контура (их значение зависит от состава газо

•** ПД+ПА ——продукты деления+продукты активации.

•4 Приведен диапазсж данных за 1973 и 1974 гг. для зарубежных АЭС, пущенных в за 1975—1979 гг.

ность обусловлена тритием*, попавшим из реактора в жидкие отходы, и малым количестюм ;фугих радионуклидов, не уловленных си- стаиой водоочистки. В н^ютоящее время душевые воды сбрасываются непосредственно в канализацию без очистки, так как их удельная активность не превышает установленного предела. Количества радиоактивных продуктов, содержащихся в сбрасываемых жидких отходах АЭС, узаны в табл. 5.5.

Как было отмечено выше, изучается вариант усовершенствования системы обращения е жидкими отходами АЭС^ при котором предусматриваются очистка осадительными операциями прачечных вод или нх менее загрязнеикой частй совместно с душевыми водами и их сброс В канализацию. При таком варианте для очистки этик вод применяется более простой и дешевый способ, при ^гом Ьоды очищаются как от радиоактивных, так н от Химических примесей (моющих средств и т. п.), что уменьшает суммарный поток радиоактивных и химических веществ, поступающих в окружающую среду с жидкими отходами (111.

Твфдые отходы поступают на хранение в специально отведенные места на территории АЭС. Их годовое количество в сильной степени зависит от типа реактора и условий эксплуатации, но не превышает 3 м^/ГМВт (эл.)• год]. Большая часть твердых отходов относится к классу отходов низкой удельной активности. Отходы средней и высокой удельной активности по объему составляют от одного до нескольких процентов, однако по активности на них приходится основная часть

0,2—0,9*<0,6**5.[Ь-4—1,4(0,2)8・10Т—4・10т(0,09)0,2—0,9*<0,6**5.[Ь-4—1,4(0,2)8・10Т—4・10т(0,09)<0,9*<0,040,02-1,1(О1 • ц—5・ 10-2(0,04)<0,9*<0,040,02-1,1(О1 • ц—5・ 10-2(0,04)< 5.10-4;$2・10т ；1 • 10-<—4-10-2(5.10-3)<2-10-278-10-3)< 5.10-4;$2・10т ；1 • 10-<—4-10-2(5.10-3)<2-10-278-10-3)щую среду с газообразными и жидкими отходами АЭС, Ки/|МВт(эл.) • год]

0,2—0,9*

<0,6**

5.[Ь-4—1,4(0,2)8・10Т—4・10т

(0,09)

0,2—0,9*

<0,6**

5.[Ь-4—1,4(0,2)8・10Т—4・10т

(0,09)

<0,9*

<0,040,02-1,1(О1 • ц—5・ 10-2(0,04)

<0,9*

<0,040,02-1,1(О1 • ц—5・ 10-2(0,04)

< 5.10-4

;$2・10т ；1 • 10-<—4-10-2

(5.10-3)

<2-10-2

78-10-3)

< 5.10-4

;$2・10т ；1 • 10-<—4-10-2

(5.10-3)

<2-10-2

78-10-3)

в атмосферу

Сброс в гидаосферу

T

ТПД+ITV (без трития)

отходами АЭС; фактические данные для выбросов в атмосферу ближе к меньшему зна-

вой смесн Не+№).

эксплуатацию не ранее 1972 r.；i в скобках — усредненные данные для всех зарубежных АЭС

00000600 9 9 9 f $‘, 9 • 25244064 111 200000600 9 9 9 f $‘, 9 • 25244064 111 2376462 4.0 0 6 3 8 5 一 5 -113 2376462 4.0 0 6 3 8 5 一 5 -113 2030649 052801000^030030649 052801000^0302 0 4 0 2 0 9*9 9 9 « о 6 5 1 2722 0 4 0 2 0 9*9 9 9 « о 6 5 1 27222334422225*25*2Другие изотопы ХеДругие изотопы Хе8 7 7 6f 9 f1 2 9 7 «1 008 7 7 6f 9 f1 2 9 7 «1 008 8 57, , ,1 3 3 22 4 38 8 57, , ,1 3 3 22 4 30000981198118 9 3阻31,8,8 9 3阻31,8,ВсегоВсего100100100100100100100100

00000600 9 9 9 f $‘, 9 • 25244064 111 2

00000600 9 9 9 f $‘, 9 • 25244064 111 2

376462 4.

0 0 6 3 8 5 一 5 -

113 2

376462 4.

0 0 6 3 8 5 一 5 -

113 2

030649 052801000^030

030649 052801000^030

2 0 4 0 2 0 9*9 9 9 « о 6 5 1 272

2 0 4 0 2 0 9*9 9 9 « о 6 5 1 272

2

2

3

3

4

4

22

22

5

*

2

5

*

2

Другие изотопы Хе

Другие изотопы Хе

8 7 7 6

f 9 f

1 2 9 7 «1 00

8 7 7 6

f 9 f

1 2 9 7 «1 00

8 8 57

, , ,

1 3 3 2

2 4 3

8 8 57

, , ,

1 3 3 2

2 4 3

00

00

9811

9811

8 9 3阻31,8,

8 9 3阻31,8,

Всего

Всего

100

100

100

100

100

100

100

100

Таблица 5.6. Состав радиоактивных благородщнх газов (РБГ) и иода в газообразных выбросах АЭС [2, 16]

Нуклид

Относительяое содержание, %

ВВЭР

PWR

Р6МК・

BWR

* Без 4,Аг из газового контура.

пото^рот^содов-г В частности, в них содержатся праетически все радионуклиды, извлеченные при очистке газообразных и жидких отходов АЭС. На легководных реактор ах нормированная удельная активность их твердых отходов, включая отвержденные кубовые остатки и ионообменные смолы, составляет 〜200 Ки/[МВт (эл.)-год] [7, 181.

Как правило, отходы низкой удельной активности подвергают захоронению на площадке АЭС. Отхода средней и высокой удельной активносгги после хранения в течение достаточно длительного времени,1 как' правило, отправляют на захоронение в централизованные «могильники».

Дозы облучения населения за счет радиоактивных выбросов АЭС

Вцбросы радиоактивных отходов АЭС в окружающую среду приводят к ее радиоактивному загрязнению и соответственно облучению населения. Последовательность процессов в биосфере, которые связывают выбросы с радиационным воздействием на человека, и пути этого воздействия показаны на рис. 5.3.

В сдотЫт^тЬий с устайбвйёйнкмй санитарными нормами и прави- лат (см. часть 2) радиационное воздействие предприятий ЯТЦ на население в нормальном режиме работы оценивают по максимальной мощнсюти индивидуальной дозы Ямакс, которую могут получать от・ дельные лица изтгаселения вне площадки АЭС, и по мощности коллективной дозы S облучения населения.

Для： более дета/гьйой характеристики воздействия АЭС на население важна еще ^личина Н J средняя мощность индивидуальной дозы рблизи АЭС. ^осе приведён^ ее расчетные значения для четырех кольцевых зон, ограниченных следующими пределами: первая 1— 10 км, вторая 10——50 км, третья 50—100 км, четвертая 100——1000 км.

В принципе дозы облучения населения могут быть определены экспериментально. Однако практически во многих случаях это трудно сделать, так как в результате принятых на АЭС мер по удержанию радиоактивных веществ и уменьшению их возможных утечек в биосферу эти дозы малы по абсолютному значению и по сравнению с дозами фонового облучения. Кроме того, фоновое облучение сильно варьирует в зависимости от места наблюденияг условий проживания человека и т. п., что также затрудняет измерение доз облучения за счет радиоактивных отходов АЭС. Поэтому, как правило, значения величин 方 н S получают расчетным путем с использованием моделей, описывающих процессы миграции радионуклидов в биосфере и их метаболизм в живых организмах [7, 19—25].

Дозы облучения населения, обусловленные газоаэрозольными выбросами АЭС и приведенные ниже, получены с использованием ме・

5.4. Дозы облучейий йаСеЛеййй з占 сйеТ радйоакТивйых йыбросов А9С 137

Сбросы в гидросферу

и *

L

Вдыхание

Потребление лищи и воды

Радио*

皿 5Х0ДМ

—костные 爲 Гру НТО

'Выбросы в атмосферу

Прямое облучение

Рис. 5.3. Пути воздействия газообразных и жидких радиоактивных отходов АЭС на человека

Поверх-

6 Почва 」

л 3衮ЬС油А хозяйственные

тодики их расчета, описанной в работах【22, 231?. В качестве исходдых принимались следующие данные:

сведения о газоаэрозольных выбросах типичных АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК мощностью 1 ГВт (эл.) (см. гл. 2), приведенные в табл. 5.5 и 5.6; при наличии йеопределенностей в этих данных в расчете использовали их максимальный значения,

метеорологические данные — средняя скорость ветра, коэффициенты турбулентной /щ轟узнн на р^зляяных удалениях дт АЭС, функции разбавления для длительных выбросов и другие даннце цз [22, 231; высота трубы для АЭС с ВВЭР — 100 м, РБМК— 150 М；

плотность населения в зоне вокруг АЭС радиусом 1000 км — 50 чел/км3;

параметр риска смерти от злокачественных новообразований и генетических повреждений при облучении по данш>тм та&ь 3.3.

При выполнении расчетов учитывали также следующие факторы: 1) сухое и влажное осаждения при описании процесса очищения облака выброса от радионуклидов; 2) все возможные пути воздействия

138 Глава 5. Радиационная безопасность АС в нормальном режиме

9,/,36g8 10 49,/,36g8 10 44 65 2 819 9 9*20 0 24>4 0 44 8 3 02 826 410 9**9 2 0 004 65 2 819 9 9*20 0 24>4 0 44 8 3 02 826 410 9**9 2 0 008852702 > * , • 6 0 0 08852702 > * , • 6 0 0 06*3 1 9 3 106*3 1 9 3 109 8 1 2 10 0 * , , , 1О ОО 9923205 , * * , 50 0 о1» А* 00 0720 40009 8 1 2 10 0 * , , , 1О ОО 9923205 , * * , 50 0 о1» А* 00 0720 40001—1010—^)50—100100—10001—1010—^)50—100100—10006 4079 * •50 103 16 4079 * •50 103 147202> > > 0 8 0 0 2и2 62 7z 5О^П^Л^ 2 3^^ ， ， 9 ， -А2 rtw- -A^v л^-47202> > > 0 8 0 0 2и2 62 7z 5О^П^Л^ 2 3^^ ， ， 9 ， -А2 rtw- -A^v л^-РБМК163402,5 & 1,0160,161,0РБМК163402,5 & 1,0160,161,0280502L280502L，->，1- о о о и，->，1- о о о и5730^ 5 QO о 56020^，，360 05730^ 5 QO о 56020^，，360 01-—1010—5050—100100-10001-—1010—5050—100100-1000

9,/,36g

8 10 4

9,/,36g

8 10 4

4 6

5 2 81

9 9 9*

20 0 2

4>

4 0 4

4 8 3 0

2 82

6 410 9**9 2 0 00

4 6

5 2 81

9 9 9*

20 0 2

4>

4 0 4

4 8 3 0

2 82

6 410 9**9 2 0 00

8852702 > * , • 6 0 0 0

8852702 > * , • 6 0 0 0

6

*3 1 9 3 10

6

*3 1 9 3 10

9 8 1 2 10 0 * , , , 1О ОО 9923205 , * * , 50 0 о

1» А* 00 0720 4000

9 8 1 2 10 0 * , , , 1О ОО 9923205 , * * , 50 0 о

1» А* 00 0720 4000

1—1010—^)50—100100—1000

1—1010—^)50—100100—1000

6 407

9 * •

50 10

3 1

6 407

9 * •

50 10

3 1

47202

> > > 0 8 0 0 2

и

2 6

2 7z 5О^П^Л^ 2 3^^ ， ， 9 ， -А2 rtw- -A^v л^-

47202

> > > 0 8 0 0 2

и

2 6

2 7z 5О^П^Л^ 2 3^^ ， ， 9 ， -А2 rtw- -A^v л^-

РБМК

16340

2,5 & 1,016

0,161,0

РБМК

16340

2,5 & 1,016

0,161,0

280502L

280502L

，->，1- о о о и

，->，1- о о о и

5730^ 5 QO о 56020^

，，

360 0

5730^ 5 QO о 56020^

，，

360 0

1-—1010—5050—100100-1000

1-—1010—5050—100100-1000

Таблица 5.7. Средние индивидуальные мощности доз внешнего и внутреннего облучений населения за счет газоаэрозольных выбросов для различных кольцевых зон вокруг типичной АЭС мощностью 1 ГВт (эл.)» 10-2 МкЗв/год

Кольцевая зона, км

Внутреннее облучение органов и тканей

Внешнее облучение всего тела

Не

Му

о® 史寺 d。

не

ВВЭР

* Яв — мшцность эффективная дозш.

Таблица 5.8. Индивидуальная Я **°Таблица 5.8. Индивидуальная Я **°,коллективные локал!шя S^ок (в ^,коллективные локал!шя S^ок (в ^

Таблица 5.8. Индивидуальная Я **°

Таблица 5.8. Индивидуальная Я **°

,коллективные локал!шя S^ок (в ^

,коллективные локал!шя S^ок (в ^

диусе до 100 км) и региональная 占卷.(в радиусе до 1000 км) мощности доз, а т^Мже оривё|^тш #жида<Вмые 双йзы S 皆⑪唄斑明1^ Ъблученмя населения

за счет газоаэрозольных выбросов типичны% АЭС мдпхйостыо 1 ГВт (эЛ.)

ТипТипреакторареактораяеМ«3»яеМ«3»м而*зbгод :二 ОМ ；0,27м而*зbгод :二 ОМ ；0,2710^3 чел-Зй10^3 чел-Зй: 期叫」: 期叫」МВт (эл.ргодМВт (эл.ргод1L «ге^ЗвМВт (эл.)«гад1L «ге^ЗвМВт (эл.)«гад0,0160,lQ0,190,330,0160,lQ0,190,33Примечание. Расчет доз проведен для постоянной мощности выброса 貝 устанрв耳乌~ шегося состояния равновесного распределения радионуклидов в рассматриваемой обла(М1 Зд&ф^ак В дюм схучагё S^»^IW, tj^ V ^^года)#ое> калМеётво >Б^аба1ьтаей<)й электро- *»шйвя； >фй!^о /а#яьй< 800 МВт (эл)¥^У ^ 二 6诚н*旋唸貝矗оВ^йивна兄而з&, отнесенная к I М^ (浊)•吋• Ивддксом £ ^бозн^чена эффективная 砍з即Примечание. Расчет доз проведен для постоянной мощности выброса 貝 устанрв耳乌~ шегося состояния равновесного распределения радионуклидов в рассматриваемой обла(М1 Зд&ф^ак В дюм схучагё S^»^IW, tj^ V ^^года)#ое> калМеётво >Б^аба1ьтаей<)й электро- *»шйвя； >фй!^о /а#яьй< 800 МВт (эл)¥^У ^ 二 6诚н*旋唸貝矗оВ^йивна兄而з&, отнесенная к I М^ (浊)•吋• Ивддксом £ ^бозн^чена эффективная 砍з即

Тип

Тип

реактора

реактора

яеМ«3»

яеМ«3»

м

而*зb

год :

二 ОМ ；0,27

м

而*зb

год :

二 ОМ ；0,27

10^3 чел-Зй

10^3 чел-Зй

: 期叫」

: 期叫」

МВт (эл.ргод

МВт (эл.ргод

1L «ге^ЗвМВт (эл.)«гад

1L «ге^ЗвМВт (эл.)«гад

0,0160,lQ

0,190,33

0,0160,lQ

0,190,33

Примечание. Расчет доз проведен для постоянной мощности выброса 貝 устанрв耳乌~ шегося состояния равновесного распределения радионуклидов в рассматриваемой обла(М1 Зд&ф^ак В дюм схучагё S^»^IW, tj^ V ^^года)#ое> калМеётво >Б^аба1ьтаей<)й электро- *»шйвя； >фй!^о /а#яьй< 800 МВт (эл)¥^У ^ 二 6诚н*旋唸貝矗оВ^йивна兄而з&, отнесенная к I М^ (浊)•吋• Ивддксом £ ^бозн^чена эффективная 砍з即

Примечание. Расчет доз проведен для постоянной мощности выброса 貝 устанрв耳乌~ шегося состояния равновесного распределения радионуклидов в рассматриваемой обла(М1 Зд&ф^ак В дюм схучагё S^»^IW, tj^ V ^^года)#ое> калМеётво >Б^аба1ьтаей<)й электро- *»шйвя； >фй!^о /а#яьй< 800 МВт (эл)¥^У ^ 二 6诚н*旋唸貝矗оВ^йивна兄而з&, отнесенная к I М^ (浊)•吋• Ивддксом £ ^бозн^чена эффективная 砍з即

газраэрозолъных выбросов на население (рис. 5.3); 3) защитный эф- »陋 зданий и сооружений от внедц^гр (у) н внутреннего облучений радиоактивными газами и аэрозолями; продолжительность тфебыва-

ния населения в помещении в течение года принята равной 90%. Результаты расчета доз облучения населения газоаэрозольными выбросами АЭС приведены в табл, 5.7 и 5.8.

Для многоблочной АЭС мощностью более 1 ГВт (?л.) воздействие

отдельных блоков можно считать аддитивным. Это справедливо для средних мощностей индивидуальной Н и коллективной S доз: их значения равны соответствующим значениям для типичных АЭС (табл. 5.7 и 5.8), умноженным на электрическую мощность многоблочной

АЭС, выраженную в гигаваттах. Так как для некоторых блоков такой станции газоотводные трубы могут быть разнесены на расстояние до

нескольких сот метров, то соответствующее аддитивное значение для "макс СЛуЖит лишь верхней оценкой для Я вблизи АЭС, действитель-

ное значение будет меньше.

Анализ данных, приведенных в табл. 5.7, позволяет охаракте-

ризовать структуру и уровни доз облучения человека, формируемых газоаэрозольными выбросами АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК. Мощность эффективной дозы облучения Не по мере увеличения расстоя-

ния от АЭС монотонно уменьшается, и для зон 1—10 км и 100——1000 км

ее численные значения различаются на два-три порядка. Доза внутреннего облучения человека обусловлена радиоактивным иодом# аэрозолями и 14С, присутствующими в выбросах ДЭЙ и попаддкмцжи в организм человека пероральным или ингаляционным путем. Доза внешнего облучения обусловлена в основном ^-излучением облака РБГ, причем ее значения для АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР раз

личаются примерно на два порядка в соответствии с различиями количества и состава выбрасьГва^емых РБГ.

Внутреннее облучение формируется более долгоживущими радионуклидами по сравнению с РБГ, поэтому оно спадает с ростом расстояния от АЭС медленнее, чем внешнее облучение.

Воздействие радиоактивных веществ, сбрасываемых в окружающую среду с жидкими отходами АЭС, в сильной степени зависит от местных условий (особенностей местного водоема, водопользования и рыболовства). Однако согласно многочисленным оценкам и измерениям для АЭС с современной системой водопотребления* это воздействие мало и, как правило, если не учитывать вклад трития, меньше воздействия газоаэрозольных выбросов АЭС [2, 15].

Сбросы трития с жидкими отходами на АЭС с реактором РБМК или BWR незначительны. На АЭС с реактором ВВЭР они намного больше. В результате облучение населения в районе расположения таких АЭС за счет трития может оказаться большим, чем облучение за счет газоаэрозольных выбросов. Например, при поступлении трития в пресноводный водоем, скорость водообмена в котором составляет

* Включающей очистку загрязненных вод и многократное их использование (см. § 5.2 и 5.3).

10 ь^/с, годовая доза облучения всего тела может достигать 3,5 мкЗв. Это на порядок больше, чем значение 方工㊀14* обусловленное газоаэрозольными выбросами типичной АЭС с реактором ВВЭР.

Согласно оценкам, приведенным в работе [2], годовая коллектив- ная эффективная доза Se облучения населения за счет сброса трития в пресноводный водоем достигает значения 0,05 чел-Зв для типичной АЭС с реактором ВВЭР, а приведенная дша Se ——

При сбросе жидких отходов в море облучение населения во много раа «дьше, чем яри их сбросе в пресноводный водоем.

〈Bi ： радиадктирных выбросах (сбросах) АЭС присутствуют долго- исивущие радионуклиды Х*С, 85Kr, Т и 1291, которые из-за большого периода полураспада, особенностей физико-химических свойств и поведения в, биосфере могут распространяться на большие расстоя- Hiia (Врльвде 1 000 км). Поскольку основная часть этих радионуклидов, 以0耨унакам* в 6Я1У狄ающур среду с отходами^всех предприятий ЯТЦ,' приходится на этар переработки облученного топлива, глобаль- йые аффекты радйоактйвйбгб загрязнения биосферы рассмотрены 甘 г Ji. 7«

В целом важно подчеркнуть следующие положения:

: 1) приведенные здесь р^нкц доз облучения являются, как пра- ввйЬ, вёрхнйм пределом реальны^ доз облучения населения радио- айТивньши выбросами (сбросами) АЭС в нормальном режиме работы, i&K к^ при йапичии карйх-либо неопределенностей в исходных дан- ных в расчётах йсегда использовался худший вариант;

облучение населения в р^ультате радиоактивных выбросов (сбросов) АЭС мало по сравнению с пределами, установленными са- нйтфно-гигиени^ёскйми органами (см. гл. 4), и с облучением за счет ectectBeHHC^o радиационного

Годовая коллективная доза SE облучения населения СССР, проживающего в 1000-километровой зоне вокруг действующих АЭС с серийными реакторами, в 1980 г. не превысила 3 чел-Зв. Даже если бы fite производство электроэнергии в СССР в 1980 г. осуществлялось йа АЭС с современными реакторами, то и в этом случае эффект облучения населения был бы мал, и Se не превысила бы 90 чел-Зв/год, а ожидаемое число случаев летальных исходов в результате канцерогенного и генетического действий облучения было бы не больше соответственно 1,1 и 0,37 в год для всей облучаемой популяции людей, включающей большую часть населения страны. Такой эффект об^учедия (примерно 1,5 случая летального исхода в год) на много порядков меньше числа регистрируемых случаев смерти от раковых заболеваний, вызываемых другими причинами (см. гл. 4).

Атомные станции с перспективными реакторами

Атомные станции с перспективными реакторами: выбросы радиоактивных веществ и дозы облучения населения

Прогнозируемый переход к строительству и эксплуатации атомных станций с ядерными реакторами, отличными от традиционных, ставит вопрос об их радиационной безопасности. Приведем некоторые данные о радиоактивных выбросах и дозах облучения населения для атомных станций с перспективными реакторами — АТЭЦ, ACT, АЭС с реактл- рами на быстрых нейтронах и различных ядерных энергетически^ установок с реакторами ВТГР.

АТЭЦ и ACT. Реакторы для АТЭЦ и ACT проектируют на основе традиционных легководных реакторов, поэтому очевидно, что для этих станций также может быть обеспечен высокий уровень радиационной- безопасности. При этом следует отметить, что упрощенная конструкция реактора для ACT (см. гл. 2) облегчает проведение необходимых мероприятий по защите окружающей среды как при нормальном ре・ жиме работы станции, так и в аварийных ситуациях. В частности, низкая энергонапряженность активной зоны создает условия для зна・ читального повышения эксплуатационной надежности твэлов: их повреждаемость будет по крайней мере на порядок меньше, чем в эксплуатируемых АЭС с ВВЗР. Кроме того, использование интегральной компоновки оборудования и естественной циркуляции теплоносителя первого контура позволяет ликвидировать трубопроводы основного контура и тем самым устранить неорганизованные протечки теплоносителя в технологические помещения. В связи с этим можно заключить, что радиоактивные выбросы ACT и дозы облучения населения будут значительно меньшими, чем АЭС с ВВЭР [26—28].

Измерения удельной активности воды второго контура реактора ВВЭР-440 [5] показали, что она определяется в основном радионуклидами 1311, 1331 и поддерживается на уровне 〜10-11 Ки/л (при возможном кратковременном повышении до 〜 10~9 Ки/л), что меньше (или порядка) допустимой концентрации в воде для населения категории Б и на пять-шесть порядков меньше удельной активности воды первого контур?. Трехконтурная система передачи тепла на ACT, низкая удельная активность воды второго контура и более высокф давление воды в сетевом контуре, чем в промежуточном (втором}, полностью исключают возможность попадания радиоактивных, веществ в сетевую воду.

Реакторы БН и ВТГР. Делать окончательное заключение о воздействии радиоактивных выбросов будущих промышленных А% с реакторами БН и ВТГР на население пока рано. Тем не менее радиометрические исследования на первых опытно-промышленных реакторах небольшой мощности, а также знание основных технических характеристик и проектных данных перспективных реакторов БН и ВТГР позволяют сделать предварительное заключение: реактора такого типа будут работать с меньшими радиоактивными выброски

и соответственно меньшими дозами облучения населения, чем АЭС с легководными реакторами. Например, по данным радиометрических исследований мощность выбросов в трубу АЭС с реактором БН-350 не превышает 0,5 Ки в сутки по газам и 10~5 Ки в сутки по аэрозолям [29]. В пересчетё на единицу производимой энергии это намного мёйьше, чем выбросы ВВЭР и РБМК. В работе [30] выбросы реактора типа БН модностью 1 ГВт (эл.) оцениваются как очень малые, а дозй облучения всего тела, обусловленные газоаэрозольными в^эйросами, составляют 0,003% естественного фона и еще меньше за счет жидких абросов.

Измерения активности выбросов РБГ на эксплуатируексых прототипах ВТГР дали следующие результаты [2]: 5 КйЛмВФ? (з^л.) X 文 Тод] на реакторе «Пич-Боттом» (США) в среднем за период с 1968 по 1973 г., от 2 до 3 Ки/[МВт (эл.)-год] на реакторе AVR (ФРГ) в течение 1968—1972 гг.

Предполагается, что ВТГР большой мощности будет выбрасывать от Г до 3 КнАМВт (эл.)-год! РБГ осколочного происхождения, что меньше выбросов ВВЭР или РБМК.

Использование в реакторе ВТГР гелия в качестве пёрвйчидгд теплоносителя обусловливает образование сравнитё^ьнб бдльшйх количеств Т и 41Аг за счет актйвации соЬтвегственнб мНе й примёсно- гд ^Аг. По разным данным [1, 311 трития образуется dr 1 де 6 КиЛМВт (эл.)-год!. Для 41Аг надежных данных нет. Тритии буд^т улавливаться при очистке теплоносителя, однако за счет прбФечёй последнего он может попадать в отходы АЭС (до 1 Ки/[МВт (эл：)-год1, в Ьсновном в жидкие [2]). Такие выбросы трития согласно оцёнкам, данным в § 5.5, приводят к малому облучению населения.

Выбросы 41Аг на ВТГР большой мсицноста будут существенный образом зависеть от осс^ённостей конструкций и эксплуатаций реакг тора. Однако можно полагать, что благодаря временной задержке 4吠г в первом контуре и системе обработки газообразных отходов ето поступление в окружающую среду будет достаточно малым. При йб- пользовании ВТГР для технологических целей, в частности для производства водорода, возникает проблема предотвращения радиойк^ тивного загрязнения технологических систем й водорода. В случае применейия схемы с промежуточным контуром это загрязнениё прак- тич^ки исключено.

На основании оценок данных, приведенных в работах [31—331, можно сделать предварительный вывод о том, что загрязнение водорода1 радиоактивными продуктами деления и активаций бышё дЬйуЬти- мого уровня в нормальном режиме работы может быть предотвращёно и: бёз промежуточного контура. Для окончательного вывода йёоб- хбдймо провести дополнительные научные йсслёдования и нйкопйггь опыт работы ядерных энергетических установок по г!р6н8всщЙ^У ；^ид6рода и его использованию в различных областях про風шле^йб」 ' ста й хозяйства. Возможность радиоактивного загрязнения технологических контуров выше допустимого уровня при нормальном режиме

бсновйьге йсФочййкй раДййцйбййои ОйасЙостй hph авариях на АЗС id

работы и в особенности при различного рода аварийных нарушениях потребует дополнительных мер по обеспечению радиационной без* опасности. Сложность и стоимость этих мер, по-видимому, таковы, что они могут быть веским аргументом при решении технико-экономической альтернативы «схема с промежуточным контуром иди без него》.

Количество образующегося 14c в реакторе ВТГР по разным данным лежит в пределах от 0,012 до 0,25 Ки/[МВт (эл.)-год!. Ожидается； что выбросы этого радионуклида должны происходить в основном на стадии переработки облученного топлива и будут незначительными при работе АЭС [7L

Глава 6

Обеспечение радиационной защиты населения при авариях на АЭС

Основные источники радиационной опасности при авариях на АЭС

В адерном топливном цикле АЭС являются одним из важных звеньев потенциальной радиационной опасности для населения и окружакуцей среда. г

Еще на раин^ стадии разра^ггкй вдёрных энергетических реж- торЬв &>1ли выполйёны (Женкй относительной опасности аварийных ситуаций на АЭС и ТЭ€ одинаковой электрической мощности. Полу^ ченнУё расчетные данные^ привели к заключению, что при крупней аварий с оплавлением активной зоны и выходом облака летучих продуктов деления за пределы территории станции АЭС представляет ^со- бой значительно большую опасность для населения, чем аварийная ТЭС. Верхние оценки максимального ущерба, обусловленнога айй- рйей на АЭС, были опубликованы еще в 1957 г. в форме отчётк Сотрудников Брукхейвенской лаборатории КАЭ (США) [1].

С1 учётом упомянутых факторов и оценок были разработаны системы, обеспечивающие надежную работу реактора и безопасйбётЬ населения прилегающего района как в нормальных условиях зксЬлу： акации, так и при аварийных ситуациях. В число таких устройсй вводят сис^йиы управления и защиты (СУЗ) реактора, ковггроля Ьер^гичид^ти оболочек твэлов (КГО) и первого койтура, дренажа й йгецв0доочистки, вентиляции и фильтрации воздуха радиационно- ойаснбй зоны. Для рассматр иваемой проблемы особо важное значение имеют ристемы аварийного охлаждения активной зоны ядернбгЪ реактора, ограничения масштаба радиационной аварии на АЭС и локализации (удержания) летучих продуктов деления, выходящих из активной зоны. . 鼻

144'Глава 6. Обеспечение радиационной защиты при авариях

Таблица 6.1. Активность радионуклидов на типичной АЭС мощностью ]ГВт (ал.) [2]

Участок АЭС

Суммарная активность, Кн

Доля активнсюти в активной зоне, %

Топливо

Полости

Всего

Топливо

Полости

Всего

；Активная зона*8,1 «109 1,4*Ю8 8,24-109 98,02,0100

Хранилище отработав， шего топлива:

максимальное**1,3・1。8 1,3 • 107 1,31 «109 16,00,1616

露 среднее***。3,6408 3,8-106 3,644 084,5 4,8-10-24,5

Транспортный контей

нер”2,2-Ю73,1・1022,23-Ю70,273,8・10-зо,27

Перегрузочный кон-

тейнер^2,2・1072-1052,2-Ю70,272,5-10-30,27

Хранилище отходов:

газообразна—「9,3«104与一1,2・1О~з

жидких——9,5——1,2-IQ-6

Расчет для тепловой мощности 3,2 ГВт через 30 мин после остановки реактора.

♦ Выгружено 2/3 аюгивной зояж» 1/^—3 сут назад я 1/3―150 еут назад；.

*** Выгружена 1/2 активной зоны： 1/3 хранится 150 сут и 1/3—60 сут.

4 Содержит семь ТВС PWR или 17 ТВС BWR со временем выдержки 60 сут.

б Содержит одну ТВС со временем выдержки 3 сут.

Высокая потенциальная опасность АЭС обусловлена главным обрядом продуктами деления урана, накапливающимися в активной зоне работающего энергетического реактора. Оценки относительного вклада других источников свидетельствуют, что они играют второстепенную роль. (табл. 6.1). Дрдех пор пока в активной зоне обеспечен до? статочный теплосъ§м, до 98% радиоактивных веществ удерживается в твэлах. Значительный доход этих радиоактивных нуклидов за пределы первых защитных барьеров может произойти только в тех слу- ^чаях^ когда ядер ное топливо сильно перегрето и частично оплавлено. Очевидно, что перегрев топлива может произойти только в тех слу・ чаях, коцца поток тепла, генерируемого ураном, окажется большё ендцаемого теплоносителем и передаваемого им в парогенераторах (ЙГ^ воде второго контура.

' При нормальной работе ядерного реакторд такой дебаланс может возникнуть либо при унижении скорости теплосъема ниже допустимо^ го значения* (например, при закупорке канала случайным предме* ?ом), ^либо, наоборот, в результате возрастания энерговыделения и выхода его за верхний предел диапазона работоспособности системы теплосъема (например, при переходных процессах управления реак；

'^■^7"?^^^"*"*""""*^*"^^^^"" - . - • ■ - - - 、 ■• - . - .

* Нашумевший инцидент на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) в апреле 1^7^ ri начался со снижения теплосъема первичным ч^плоносителем в резуп%： /Гате возрастания сопротивления фильтра очистки цоды второго контура и ебйт^ ветствующего уменьшения скорости ее движения в ПГ [3]. 【 「

тором). Такие события возможны в ядерном реакторе*, однако они, как правило, затрагивают лишь незначительную часть активной зо^- ны. При этом из-за перегрева и разрушения некоторых твэлов может произойти (и действительно наблюдалось) существенное повышение содержания продуктов деления в первичном теплоносителе. Однако сохранность других защитных барьеров (и прежде вЬего целостность первого контура) препятствует дальнейшему распространению радионуклидов и выбросу их в окружающую среду. После извлечения поврежденных негерметичных твэлов воду первого контура очищают с помощью байпасных фильтров и доводят ее удельную активность до приемлемого уровня. Предотвращению таких аварий, их обнаружению, локализации и снижению масштаба служат системы СУЗ, внутриреакторной технологической дозиметрии, КГО твэлов, фильтрации (в том числе механической) первичного теплоносителя.

Наихудшая из возможных аварий — разрыв первого контура (например, тру&шровода большого диаметра) с истечением и потерей всего или значительной части первичного теплоносителя. При этом в результате недостаточного быстродействия или производительности си- систем подпитки и аварийного охлаждения активная зона может оказаться обезвоженной.

Высокая энергонапряженность ядерного .дад^ива в p#WPp眸 достигающая сотен киловатт на литр активной зоны, сопровождается выожими тепловыми потоками [де 1 млн. ккал^м2^] и?шш^)шу- рой: на современных АЭС tw霆нво зксшлу&тируегс惠 прнгешз^гуре внутри сердечников твши до 2000 ℃ и й)л^ и иа его поверхности— 350—5Й) °C [4, 5] . Вследствие этого, а также в результате накопления осколков деления в тштливе даже после прекращения цепной реакции активная зона реактора за счет остаточного тепловыделения дли-, тельное ^емя остается нагретой выше температуры плавления и летучести многих продуктов деления урана (сразу же после остановки реактора, эксплуатируемого более месяца, остаточное тепловыделение достигает 7% мощности, на которой он работал [6]).

В случае о^воживания активная зона перегреется и оплавится под действием оетаточного тепловыделения *. Первичный теплоноси^ тель, ^прикасаясь с пер^ретым топжгвом, переходит в пар и наряду с облаксш газообразных продуктов деления вызывает повышение дав-г ления в боксах и под защитным колпаком ЯЭУ. Если эти по^шц^ия локализации как их называют в инженерной практике, будут {шзру^ Шены, то газообразные продукты деления выйдут во внешнюю среду. При мом среди биологически значимых радионуклидов оказываются не только РБГ, но и радиоактивные изотопы элементов, летучих при температуре плавления ядерного топлива (тайл. 6・2)・

Выход облака газообразных радиоактивных вед^гтв в окружаю-- Щую среду может повлечь за собой поражение людей и других ра-

卜 * При разрыве первого контура СУЗ по сигналу уменьшения давления веЩда^ио автоматичёскй остановит реактор сбросом аварийных стержней?

Таблица 6.2. Выход продуктов деления урана при плавлении топлива [2]

Элементы

Диапазон нженения выхода, %

Наиболее достовер- ное значение выхо- да» %

Элементы

Диапазон изменения выхода, %

Наиболее достовбр- ное значение выхЪ- Да, %

Хе,灯.50-10090

I, Вг50—10090

Cs, Rb40-9080

Те, Se, Cs5—2515|

• Включая Ru, Rh, Pd, Mo, Tc. ；“ B%irtaa ¥» La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, a

Ва, Сг2—2010

Благородные ме-1—103

таллы*

Редкоземельные** 0,01—1,00,3

Zr, Nb0,01—1,00,3

также Np, Pu.

диаадедно-чувствительных компонентов экологических систем , на приь летающей 晔таости и вызвать радиоактивное загрязнение окру* жакедей. территории, пледцадь колкой зависит от ряда условий и факторов, жлючая метеорологич^кие, 電 心

6>2i TejcHmetкие средства лМализации ав^фии на АЭС

Скнарная задача емстемы безопасности АЭС ——предупреждение воз? никноретия и снижения масштабов аварий с потерей первячиото 呻？ лоносителя (в английски специальной лит^штуре ； та»уж> ： ав^шш называют. LOCA — Lms of Coolant Accident), П^.дупреждевд^- аман рнй г^спе^ивается тщательным контролем за качестюм и^готовде-» ния компонентов и узлов первого контура, их сборки (ск^енне при сварке трубопроводе®) и собивдением режимов эксплуатации.訴哈 мянеи, в частн(юги, <контрш1ь корпуса реактора и трубок парогену рагоров при их ^отовлении, испытания нашеов nqjsoro дернтура 疆а специальных? стетдах и qp. *

(Мжательыый контроль оборудования АЭС в провесе эксщхуата- ции (юущест&оется преяеде всето за корпусом адфного реактора> мотами его соединения с патр0ками и трубопроводами первого жежг тур^а. Дла диставдионного визуального осмотра разр^отаны телши? зшишме камеры с большой разрешающей спос(^носгыо и а砌ом好нзн： рс^ажой элект|мэнной системой обработки телевизиомцой и^^м^ цищ Наряду^еэтим широко применяют метода радиогргфж, машию? метримг цаешной и ультразвуковой дефектоскопии, Особецво /iwwjbt но ； контролируют сварные соединения трубопроводов, ;майестж>)цздг ляции, состояние повфхност^ оборудования^ систему； г也q^ww цирй^яционного jaac(x^ (ГН вентили и пр. ； F

В 70-е ^ода получил развитие шеокоэффектвдвдй метод,н^ра^1)> шающего контроля изделий (в том числе и в рабочем состояний), основанный на регистрации акустической эмиссии. Принцип дгд^сб： суоит в tqm^ ^ даоцессе зарождения и развития микрод^к^

задолго до разрушения изделия или узла оборудования, работающего под нагрузкой, в нем происходят процессы перераспределения напряжений. Возникающая при этом упругая волна может быть с по- мшцью пьезопреобразователей превращена в электрические сигналы, несущие объективную информацию о дефекте и степени его развития. При использовании трех (и более) детекторов можно локализовать микродефекты. Это позволяет своевременно заменить узлы и арматуру до их выхода из строя и избежать разгерметизации особо ответственных систем и барьеров системы аварийной защиты АЭС. Микронеплотности и другие дефекты первого контура обнаруживают также методами технологической дозиметрии и радиометрии (особенно пара и воды второго контура).

Высокую эффективность упомянутые методы продемонстр ирова- ли при выявлении скрытых дефектов на ответственных узлах (^орудования первого контура некоторых АЭС. Так, на ряде зарубежных АЭС во время планово-предупредительных ремонтов при осмотре внутренних поверхностей первого контура реакторов BWR были обнаружены многочисленные усталостные трещины в местах сварки патрубков магистральных трубопроводов с корпусом ядерного реактора. Это позволило избежать аварий с обезвоживанием активиов зоны.

Наряду с техническими средствами больше значение придается предупреждению ошибок операторов. На АЭС работает персонал то специальным образованием, ксторый регулярно совершенствует ев(ж вдвыки с понющью тренаж^ов, связанных со специалшированными ЭВМ в режиме как обучения (с отитами на любые вопросы по специальности), так и проверки знаний. Одно из достоинств таких тренажеров —возможность проводить подготовку в реальном, убыстренном и замедленном масштабах бремени с программированием различных аварийных ситуаций и отработкой правильных действий операторов ЯЭУ. В любых режимах ЭВМ фиксирует результаты практических действий персонала и показывает, к каким возможным последствиям могла бы привести неправильная команда оператора. В итоге стройной системы подготовки, переподготовки и проверки персонала АЭС частота ошибок оператора снижена до уровня 1—2 за реакторо-год I4L Ла данным современной эргономики это значение близко к предельно достижимому для человека^ при этом вынужденные остановки ЯЭУ не превышают 10—20%. Главные причины таких остановок — отказы оборудования АЭС, в основном ее паросилового цикла вне ра- даадионно-опасной зоны.

В связи с тем что разрыв трубопровода большого диаметра с первичным теплоносителем может повлечь за собой крупную радиацион^- яую аварию, при конструировании современных ядерных реакторов принимают различные меры по снижению ее вероятности. К адслу главных технических решений относится сокращение (^щеипдлины трубопроводов. В реакторах на быстрых нейтронах с жидксшеталли- чрскйм теплоносителем предпочтен и практически опробован предель- сйЬ1И вариант такого решения ——полное исключение системы внеш-

них трубопроводов путем размещения цир ку л яционных насосов и ПГ рядом с активной зоной в одном прочном корпусе.

Такая интегральная компоновка, или «моноблочная» установка, имеет несомненные преимущества, хотя при этом существенно возра* стают диаметр и высота корпуса (например, в американском проекте АЭС электрической мощностью 1 ГВт с реактором LMFBR ——в 1,5 и 1,27 раза соответственно) [5]. Интегральную компоновку имеет, в частности, реактор БН-600, введенный в эксплуатацию на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова в 1980 г. Другим примером межблочной установки может служить судовая ЯЭУ с водо-водяным реактором тепловой мощностью 38 МВт, которая была установлена на рудовозе «Отто Ган» (ФРГ) в 1968 г.

Подавляющее большинство ЯЭУ на современных АЭС имеет разветвленный первый контур, в связи с чем на них уделяют особое внимание вопросам аварийной защиты. При проектировании, изготовлении и испытаниях такой системы для случаев аварий реактора с потерей теплоносителя и уменьшения их масштаба предусматривают следующие ее функции (рис. 6.1):

сютановка реактора — прервать цепную реакцию деления и прекратить проц^с генерации энергии в активной зоне;

) аварийное охлаждение реактора ——охладив активную зону, понизить выход радионуклидов из топлива в боксы и другие поме* щения АЭС;

улавливание радионуклидов — очистить воздух боксов и других помецений АЭС от поступивших летучих радионуклидов, собрать радиоактивные протечки^;

аварийное охлаждение помещений АЭС — удалить остаточное тепло с целью предотвратить переопрессовку защитного колпака и других помещений локализации аварийного выброса;

обеспечение газоплотности помещений локализации ——предотвратить выход летучих радионуклидов из защитного колпака (или оболочки) и других помедений локализации в окружающую среду.

Для остановки реактора используют предусмотренную на каждой АЭС многоканальную систему контроля нейтронно-физических и теплотехнических параметров активной зоны и систему управления стержнями аварийной защиты (СУЗ). Эта система контроля регистрирует критичность реактора (с помощью специальных реактим^тров), плотность потока нейтронов в нескольких точках активной зоны и отражателя, температуру топлива и теплоносителя (в некоторых реакторах — на входе и выходе каждой ТВС), расход и давление первичного теплоносителя в каждой из петель и для многих ТВС, расход, давление и температуру вторичного теплоносителя, а также тепловую мощность ЯЭУ в целом, уровень воды в компенсаторах объема^ перво* го контура и наличие электрического питания для работы ГЦН. Для повышения надежности контроля наиболее ответственные детекторы, а также электронные каналы передачи и обработки первичной ии^юр- мации о состоянии^ активной зоны дублированы. В случае выхода

Рис. 6.1. Функции системы защиты реактора при аварии с потерей теплоносителя

любого из перечисленных измеряемых параметров за допустимые пределы, а также обесточивания ГЦН система контроля выдает управляющий электрический импульс, вызывающий быстрое (за доли секунды) сбрасывание аварийных стержней СУЗ и остановку реактора.

Разрыв первого контура на участке, не отсекаемом арматурой, требует полного аварийного расхолаживания реактора. Остаточное тепловыделение, достигающее 7% тепловыделения работающей на полной мощности ЯЭУ, требует немедленного теплоотвода во избежание перегрева твэлов. С этой целью одновременно со сбросом стержней аварийной защиты предусмотрена подача электрического сигнала для автоматического подключения ГЦН к независимому источнику питания ——внешней электрической сети или к резервному ди- зель-генератору. Время запуска последнего до момента приема нагрузки обычно составляет 〜 20 c [6]. В течение этого времени снабжение электроэнергией ЩН и других ответственных потребителей, в частности пульта управления ЯЭУ, осуществляется за счет постоянно заряженных аккумуляторных батарей большой мощности и емкости. Наряду с этим предусмотрен режим работы вспомогательного турбогенератора за счет пара, вырабатываемого в ПГ остаточным тепловыделением. 、

В последние годы особое внимание уделяется разработке таких компонентов и конструкций ЯЭУ, при которых максимально.испольт

зуется естественная циркуляция теплоносителя пер вого контур а. Дл я предотвращения оплавления твэлов применяют также систему подпитки первого контура, а при особо крупных авариях — проливку активной зоны реактора. —“

Основные технические средства очистки воздуха； в； помещениях локализации — спринклерные установки, действие которых основано на увлечении растворимых продуктов деления (оссЙенно радиоизотопов иода) каплями разбрызгиваемой жидкости, фильтры для улавливания радиоактивных аэрозолей, скрубберы и адсорберы для снижения концентрации паров летучих веществ и РБГ. Содержание продуктов деления в воздухе производственных помещений АЭС резко снижается также в результате конденсации паровоздушной смеси, образующейся при истечении первичного теплоносителя из первого контура. Радиоактивный конденсат вместе с водной фазой скрубберов и спринклеров самотеком поступает в дренажный бак штатной системы сбора и переработки жидких радиоактивных отходов АЭС. Воздух с выхода фильтров и адсорберов, включаемых при аварий по рециркуляционной схеме, сбрасывается внутрь герметичных боксов и пом& щений локализации АЭС. {

При аварии вводятся в действие также системы удаления избьь- точного тепла за пределы ЯЭУ. Технически они выполнены весьма разнообразно — от теплообменников, снабжаемых речной Ъодйй, идЬ ледяных конденсаторов.

Рассмотрим более подробно устройство газоплотных помещений локализации. Максимальное давление, которое может возникнуть тв газоплотных помещениях, в основном определяется соотношением объемов первого контура и помещений локализации и физико*химиче- скими процессами, сопровождающими взаимодействие перегретого ядерного топлива, первичного теплоносителя и воздуха помещений АЭС. Для реактсфов с водой под давлением, доминирующих в современной ядер ной Энергетике, на основе расчетов й модельных экспериментов принимают внутреннее избыточное давление равным ~ 0,5 МПа при температуре 〜150——300 ℃ [7]. При этом необходимо учитывать также местные нагрузки от летящих масс разрушающегося оборудования и пароводяной струи высокого давления, усилия от которых измеряются сотнями килоньютон. •

В практике большинства зарубежных стран принято сооружать вокруг ЯЭУ защитную оболочку, рассчитанную на максимальное давление, которую изготовляют из специальных сортов стали или предварительно-напряженного железобетона (в расчете на усилия до 104 кН в одном арматурном элементе [8]). Так, из 丄 200 блоков АЭС, работавших, сооружавшихся или проектировавшихся в США в середине 70-х годов, на 18 применены стальные оболочки в виде сфер и цилиндров, на 56 — железобетонные {в том числе на 32 — из предварительно-напряженного железобетона) [9]. Такая же железобетонная оболочка сооружена на АЭС «Ловиса», построенной в Финляндии при содействии советских специалистов, и на V блоке НВ АЭС с

ВВЭР4000. Ее размеры — диаметр 4 7,4 м, высота 76 м [9]. Диаметр стальной сферической оболочки на одной из крупнейших в мире АЭС «Библис-А» (СФГ) с реактором PWR мощностью 1200 МВт (эл.) достигает 56 м [10].

Наряду с защитными оболочками важную роль в удержании об- яака летучих радионуклидов, возникающего при крупной аварии на ЯЭУ, играют многсиислейные помещения локализации, в которых ^азмедеШ)! отдельные участки и узлы (ядерный реактор, ПГ, ГЦН, пеъди) первого контура*

Советские /Специалисты предложили защитную систему, полно- g№ исключающую йроникновение летучих радионуклидов и радио активного {гара жа пределы помещений локализации. Основа этой си- шпет'лсй'й^ ^полнедйые ^йлодной водой, пространство над Ш1М№ соединено o6p#tHtofii кжпанамй с дсниолнительными герметич* ШЩ4И помещениям^ так мазьшаемымй ловушками воздуха [11]. При р^и^шетдашда 睡реоло контура радиоактивный пар заполняет вёе пшвйевй# л^салйэации| давление в них повышается и паровс^душ- иж <^^ь уе^ремляе^ся к конденсационным устройствам. Здесь иа- ровов/0Ш1цая ше®> б^ботйрует через воду и пар конденсируется^ н ^дух йрсммает ибД ^ повышает там давление иг открывая (^敏摊is жлап^ш, поймает в ловушкй. В резулуга^ё- эмх нр加由d сов дшпфйе ：方1 мом図絆值я发 лег^йз^цйй й#Дает 曲眦 窗м1炉珈邮^ гоэ вдо Ьбешечим^ йхф^1в№<йо^ WkM Зй第*й]抵访曲ЕйЬ亩的 興ахР否{取I吧侬 0Kpy通说№»(Я強吸部<Иh 优取H(施庇кв由М загр力确定疽戒访 耳皎g期gpa'a叫ihh ®:р網甘уп盟樹3俄起啦(^ 或畸序段Ь qx切х^йтй京 на А@С в ©CX^ W哂贏験 次ршшм 亠&I曲ах СЭВ.

На нов故х 制跺五篡必前亢気 АЭС в ФёМ же целях используется снсте* ма сдвоенных защитных -оболдчёй с вакуумируемым проеграйегвом между W№ [12iv<

i &ы€окая эффеоивйейть многёбарье]рнрй защиты внешней срДады на АЭС нодеэ^рждйа мнотлегйймлжытсни эксплуатации. Нмр血叩； в 70^ рож Я ОНА ай АЭС е айпаратами PWR за 109 реактфо-лет имелй меето ： 212 к^гунаев выноса радионуклидов. Анализ показал, что в 131 слуй®@ вн6рое& Ш1^й|ел"лмеь газообразными предуктайй, ■fe 66 U жидкиш, fil $ 亠 смейШаными, в остальйт 4 случаях — tsep* 施血h 促щи0MHвйыми отХ(Шами. В 95% случаев суммарная акЛв^ нот адйросо^ еаставлйЛа1 йеёго er 0；22 до 1,8 Ки й 2 одном ег^чае 6w# рама 3085 Ки И31 Актйбйосп» м^ссимального вифйсй йе прй- внит” даже дсшу^гимого ^гочйбго с^оеа РБГ на АЭС.

В прайике ^ксййуйацйи ЯЭУ имели место и более у)в®我Ке ситуации, связанные с выходом продуктов деления из перегретого ядерного топлива. > £禽再 bq ± 萼ремя упоминашт'ося ивдщдата ；曲 АЭС «Три-Майл-Айленд» ошибочные действия операторов при орга- ^^w w冲绷鼓Gro ^аОхолаживання реактора ссшровэшажйсь нй- гревсм!16пМЬа^ фйфш^иевых оболочек твэлов ctam@800此：^й^口W вл^ло>э# ^бой выход гш)образных продуктов даШния йМ-под ебо- 60W2 $вм<^ а т^кж#^ водорода — продукта йзаймодйстгая цир1&о-

ния с водяйым паром паровой подушки в верхней части реактора. Однако контур первичного теплоносителя выдержал повышенное давление и радиационные последствия перегрева топлива оказались незначительными. Три сотрудника АЭС при попытке провести нестандартную операцию (дренировать и закрыть вспомогательное здание АЭС для жидких радиоактивных отходов) получили дозы от ЗД до 3,8 сЗв [3], т. е. больше квартальной (3 сЗв). Дозы облучения населения не превысили 100 мкЗв и были равны в среднем 20 мкЗв (годовой предел дозы для ограниченных групп населения составляет 5000 мкЗв). Приведенные значения равны соответственно 1/3 дозы, получаемой человеком при флюороскопии, и 1/6 дентальной дозы^ которую человек получает при рентгеновском снимке зуба.

В июле 1957 г. на экспериментальном реакторе SRE (Авдахо, США) мощностью 20 МВт (тепл.) расплавились и разрушились 12 из 43 твэлов, составляющих активную зону. Причиной этой аварии явилась утечка органцч^кой жидкости из вспомогательной системы охлаждения в контур первичного натриевого теплоносителя. В ре- зущьтате отложеиия продуктов радиолиза на поверхности оболочек твэлов и частичного блокирования потока натрия в некоторых кана； лах температура топлива возросла св^)х рабочей (средняя темпера^ тура 538 °С> максимальная 649 ℃) в такой степени, что часть активной зоны рдсП|Павцла^ь й куски твэлов упали на дно корпуса реактора. По приближенным оценкам из твэлов активной зоны в натрий выде- дилос?ь :Ьт 5 ДО 50 кКи продуктов деления, однако, поскольку первый контур оставайся герметичным, ухудшения радиационной обстановки не произошло. Ввиду высокой собственной активности натрия пер- в^о ^оняура разрушения активной зоны не было обнаружено до начала ревизии каналов активной зоны [141.

К настоящему времени накоплен большой опыт эксплуатации АЭС в уелрвиях ядернрй и рад^期ноннойг в^опасн財тн. При инте- цра^ьдрй рардбот^е бол^ 30(М) реак^пфе-лет на АЭС мира не было ни одного слуная айарии, которая сопровождалась бы радиационным ущербом для внешней среды и населения прилегающего района. Опыт рбеси^чения ядерной и радиационной безопасности обиден специали- ст^ш в сводах соответствующих правил, выпускаемых МАГАТЭ и другими м^кдународными и национальными организациями [15]. Большое число соответствующих нормативных документов выработана ц опубликовано и в нашей стране 1161. В отличие от международных рекомендаций о^и имеют обязательный характер для проекта* роения, строительства и эксплуатации отечественных АЭС.

в;3. П<жледствия радиационной аварии на АЭС

В практике про^кр^>ания ЯЭУ для АЭС длительное время пр!Щг няехея концеицця максимальной проектной аварии (МПА). Прн ж(м разработвдки проекта АЭС вынуждены исходить ид обязательного требования реализовать все известные инженерные средства с целью

Таблица 6.3. Стоимость некоторых систем безопасности на АЭС США [17J

Система

Стоимость, 10е долл/год

Снижение коллективной дозы, чел-Зв/год

Стоимостной показатель, 10е долл/чёл-Зв

Аварийного расхолаживания

1,5

11,1-flO3

1,4

Аварийного энергоснабжения

2,0

1,8-102

ПЛ

Защитная оболочка

3,0

6,8

44,1

Рекомбинации водорода

0,04

1,3-IO-3

3-10*

исключить аварийное переоблучение населения на прилегающей местности. Именно в эти годы были узаконены дозы аварийного облучения (25 сЗв для всего тела и 100 сЗв для щитовидной железы) и размеры санитарно-защитной зоны, за пределами которой население не должно пострадать даже в случае ПВА (МПА). В результате такого подхода для повышения надежности на ЯЭУ внедряли усовершенствованные системы обеспечения безопасности, несмотря на то что часто это удорожало стоимость реакторных систем и АЭС в целом. Так, по американским данным в 1960 г. на одной АЭС в среднем при^ менялось 17 систем безопасности, в 1966 г. — 25, в 1972 г. —4Q я в 1978 г.—鼠)[17]. Следует особо отметить^ что в это число вклкяоны только системы, обязательные согласно тр^ованиям Комиссии по ядер ному регулированию США. Затраты, связанные с разработкой некоторых таких систем, характеризуют данные табл. 6.3.

В последние годы концепция приемлемого риска (см. § 4.2) привела к применению количественных методов теории надежности при разработке систем локализации и противоаварийной защиты АЭС. Главные преимущества такого подхода — выявление критических участков разрабатываемых систем, выработка обоснованных тр^о- ваний их резервирования, определение необходимой надежности используемого оборудования. Отметим, кстати, что по современным данным частота отказов отдельных элементов АЭС составляет от 1 • 10-3 до 5・ IO— на 1000 ч при работе 8000 ч в год 118], что близко к частоте отказов оборудования на обычных электростанциях.

Методика оценки риска включает три больших этапа: 1) анализ потенциально возможных аварий ЯЭУ с целью количественной оценки вероятности и активности выбросов в окружающую среду; 2) расчеты коллективных доз облучения населения на основе данных о выбросах с привлечением геофизических и демографических сведений; 3) оценки радиационного риска, обусловленного потенциально возможными авариями с учетом вероятности различных радиоактивных выбросов, коллективных доз облучения и зависимости радиобиологических эффектов от дозы. Для оценки значения риска эти данные сопоставляют с данными о «приемлемом» риске нерадиационной природы.

На первом этапе необходимо рассмотреть последствия отказов^раз- ЛИЧНЫ^систем, узлов и элементов оборудования АЭС. По изложенным

выШё причинам при этом, как правило, ограничиваются анализом аварий типа LOCA. Развитая для этого техника расчетов получила образное название «дерева событий» (рис. 6.2). Из начального явления, как из корил* разрастается дерево различных последствий, характеризуемых вероятностями 尸厶 Даже на упрощенной схеме хорошо видна многоэтажность иерархии отказов. На реальной АЭС она намного сложнее, что вынуждает применять ЭВМ для перебора большого количества вариантов и проведения соответствующих расчетов. К настоящему времени разработаны, отлажены и опробовады разнообразные программы таких расчетов; они включают варианты с сокращением и отбрасыванием отдельных ветвей и «листьев» дерева событий. (При этом разработан подход, позволяющий уменьшить до приемлемого уровня влияние субъективных факторов такого отбрасывания [191.) В результате создано дерево событий такой о&цносги, что оно люжет быть с минимальными изменениями использовано в каждом

конкретном случае при оценке вероятности и последствий гипотетической или реальной аварийной ситуации на ЯЗУ [20}・

Важнейшая часть подобных расчетов мшпинный сбор, сраВажнейшая часть подобных расчетов мшпинный сбор, сра国х юа*т^ работы узлов и国х юа*т^ работы узлов иагрегатов ЯЭУ. Такая информаций позволяет упрсютитъ дерею собыагрегатов ЯЭУ. Такая информаций позволяет упрсютитъ дерею собыботка и 如丽из данных^ характериз^

Важнейшая часть подобных расчетов мшпинный сбор, сра

Важнейшая часть подобных расчетов мшпинный сбор, сра

国х юа*т^ работы узлов и

国х юа*т^ работы узлов и

агрегатов ЯЭУ. Такая информаций позволяет упрсютитъ дерею собы

агрегатов ЯЭУ. Такая информаций позволяет упрсютитъ дерею собы

тий, выработать количественные требования для своевременной мо- дернизшши конструкций； корректа1ювки эксплуатацйан»ых инструкций и руководств по ремонту о&>рудования ЯЭУ, а также обосжжать ртение о необходимости дублирования узлов и агрегатов^ для которых еще не достигнута заданная степень надежноств [21].

Радиационная опасность потери теплоносителя определяется количеством радионуклидов, аккумулированных в твэлах при работе реактора и выделяющихся при оплавлении топлива. Радиоактивна вещества, выходящие из активной зоны реактора； подвергаются воз- детствию различных физических и химических ироцесоэв, в результате чего суммарная активность выброса в окружажмцую среду существенно снижается. Таковы, в частности, продессы естественной конденсации и осаждения на поверхностях внутри помещений АЭС, вышивания продуктов деления системами орошения (в частности, спринклерными), улавливания радионуклидов фильтрами специальных систем очистки, и наконец, радиоактивного распада. Выход осколков из топлива, перечисленные физико-химические процессы в помещениях АЭС и тип повреждения защитной оболочки—главные факторы, определяющие радиоактивный выброс в окружающую среду. Для расчета этой величины разработаны машинные программмы, например программа CORAL (США) [21, позволякицая оценить активность каждого из 54 биологически значимых радионуклидов. Число-

вые значения констант, используемых в таких расчетах, получены в результате многочисленных модельных экспериментов, имитирующих возможные аварийные ситуации на ЯЭУ. Недостаточность этой информации и9 главное, отличие упрощенных моделей от реальных ситуаций при разрыве контура первичного теплоносителя вынуждают

А

В

С

D

Е

Рдзрь® трубопровода

Элентри-^ чесное ,питание

Аварийное расхолажи- 吧ние

Удаление продуктов деления

Герметичность помещений

Основное "дерево отказов"

Ра Ре^

Натальноеявление

Рез

Е5

рA "

Pa・Pei Pa*Pdi

Pa・Pd「Pe2 Pa・Pci Ра・Pci，Рез

Pa・Pci ・Рез Pa・Pci・Pj)2・Pe4

Ра-Рв

Ра*Рв・Ре5 Pa・Pb・Pd3 Pa*Pb"Pd3・Pe6 Рд-Рв*Рс2 Ра・Рв'Рс2 ・Ре7 Ра ・Рв *рС2 • Рс4

Ре8

А

Ра

Ра

…-44амадьноа .

Pa

一 Pa・Pdi

二 PA・Pdi・Pe2

二 Pa・％

—Pa * Pci * ^d2

-PaE

Рис. 62 Схемы «деревьев событий» при аварии типа LOCA [2] (отказы обозначены жирной чертой; Р» ——вероятности отказа i-й системы; внизу приведено упрощенное дерево событий с учетом влияния системы безопасности)

считать итоги расчетов ориентировочными и содержащими большую неопределенность. В то же время они позволяют вполне достоверно выявить наиболее «слабые» участки систем безопасности АЭС и скон- цейрйровать усилия на их совершенствовании.

В итоге тщательного количественного анализа примерно 1000 возможных комбинаций явлений, связанных с потенциальным оплавлением активной зоны, было установлено, что их можно свести в 38 групп, относительно мало отличающихся по схеме расчета. Согласно этим расчетам спектр возможных выбросов радионуклидов в атмосферу с хорошей точностью описывается совокупностью небольшого числа категорий ——девяти для PWR и шести для BWR. Результаты расчетов вероятности радиоактивных выбросов разных категорий для реакторов PWR и BWR по данным работы 12] представлены на рис. 6.3 и 6.4. Обобщенная информация о других важных парамет-

рах этих расчетов, в частности о доле радионуклидов, выходящих из активной зоны реактора, содержится в табл. 6.4.

Последствия выброса радионуклидов в атмосферу зависят от их активности и изотопного состава, от геофизических параметров приземного слоя воздуха, определяющих скорость разбавления выброса в окружающей среде, от количества и распределения людей, животных, сельскохозяйственных угодий, жилых, общественных и производственных строений в зоне выброса, от пригодности материальных ценностей для дальнейшего использования.

При расчетах атмосферной диффузии радионуклидов используют методику, кратко описанную в гл. 5, но дополнительно учитывают:

степень нагрева выброса за счет энергии, выделяемой аварийной ЯЭУ;

информацию о «мгновенных» погодных условиях.

Для упрощения расчетов, как правило, базируются не на демографических данных о количестве жителей вблизи конкретной АЭС, а на предположении, что население равномерно распределено по площади радиусом 50 км. Расчет выполняют для одного из секторов в 22,5°, который выбирают в соответствии с частотой погодных условий, присущих данной местности.

123456789 12456123456789 12456555000055 > > 1 л 3 > ...•* , 9 001340000 毛 /.i- 1 1&555000055 > > 1 л 3 > ...•* , 9 001340000 毛 /.i- 1 1&^оооооооо^оооооооо9 9 8 6 3 3 , , f , 9 • о о о о о о9 9 8 6 3 3 , , f , 9 • о о о о о оРеактор6・ 10—30,77・10-з0,76.10-30,22・10-з0,092・10-з0,032 • 10-38・10т2.10-52・10Т5-10-«10~<7-10-»10-7Реактор6・ 10—30,77・10-з0,76.10-30,22・10-з0,092・10-з0,032 • 10-38・10т2.10-52・10Т5-10-«10~<7-10-»10-7о о о о о 2,з,осг2,5.о о о о о 2,з,осг2,5.Реактор251,07.10-30,401,07.10-30,9251,07.10~з0,1250,67・10-48-10-<1505-10-*2-10-»6.10-11Реактор251,07.10-30,401,07.10-30,9251,07.10~з0,1250,67・10-48-10-<1505-10-*2-10-»6.10-116-1 о-3 2・10—з 3・10-б6-1 о-3 2・10—з 3・10-б

123456789 12456

123456789 12456

555000055 > > 1 л 3 > ...•* , 9 001340000 毛 /.i- 1 1&

555000055 > > 1 л 3 > ...•* , 9 001340000 毛 /.i- 1 1&

^оооооооо

^оооооооо

9 9 8 6 3 3 , , f , 9 • о о о о о о

9 9 8 6 3 3 , , f , 9 • о о о о о о

Реактор

6・ 10—3

0,7

7・10-з

0,7

6.10-3

0,2

2・10-з

0,09

2・10-з

0,03

2 • 10-3

8・10т

2.10-5

2・10Т

5-10-«

10~<

7-10-»

10-7

Реактор

6・ 10—3

0,7

7・10-з

0,7

6.10-3

0,2

2・10-з

0,09

2・10-з

0,03

2 • 10-3

8・10т

2.10-5

2・10Т

5-10-«

10~<

7-10-»

10-7

о о о о о 2,з,осг2,5.

о о о о о 2,з,осг2,5.

Реактор

25

1,0

7.10-3

0,4

0

1,0

7.10-3

0,9

25

1,0

7.10~з

0,1

25

0,6

7・10-4

8-10-<

150

5-10-*

2-10-»

6.10-11

Реактор

25

1,0

7.10-3

0,4

0

1,0

7.10-3

0,9

25

1,0

7.10~з

0,1

25

0,6

7・10-4

8-10-<

150

5-10-*

2-10-»

6.10-11

6-1 о-3 2・10—з 3・10-б

6-1 о-3 2・10—з 3・10-б

Таблица 6.4. Основные * характеристики выброса радионуклидов в атмосфе

Категория выброса

П родол житель- нос ть выброса, ч

Высота выброса, м

Доля радионуклидов,

РБГ

Органич^жий иод

Иод

* Включая Mo, Rh, Те, Со.

** Включая Nd, Y, Се, Pr, La, Nb, Am, Cm, Pu, Np, Zr.

Рис. 6.3. Гистограмма вероятности аварий для реактора PWR [2]

Категория выброса

Рис. 6.4. Гистограмма вероятности аварий для реактора BWR [2]

ру при различных аварийных ситуациях на A9c (2J

выходящих в атмосферу

Cs-Rb

Те-Sb

Ba—Sr

Ru*

La* ♦

PWR

0,4

0,4

0,05

0,4

зло-3

0,5

0,3

0,06

0,02

4.10-3

0,2

0,3

0,02

0,03

зло-3

0,04

0,03

5-Ю-3

3・10-3

4・10-4

9・10一3

5-Ю-3

Ю-з

6」0-4

7・10-s

8・10一4

ю-3

9-10-5

7-10-5

io-?

10-5

2-10-5

10—6

10-6

2J0—7

5-10-4

10—6

10-8

0

0

6-1 о-7

10-9

10-и

0

0

BWR

0,4

0,7

0,05

0,5

5-10-3

0,5

0,3

0,1

0,03

4J0-3

0,1

0,3

0,01

0,02

3.10-3

5・10-з

4・10-3

6・10—&

10T

4口0-9

8U0-12

8，10一U

0

0

5・10Т<1,0 <1,010-е1,0300IO-?ПО 300010-»90014 00010-933004 5 0005・10Т<1,0 <1,010-е1,0300IO-?ПО 300010-»90014 00010-933004 5 000о 91,0,3 8 4о 91,0,3 8 4<1,0<1,0<1,01701400254603500608606000НО15008000170<1,0<1,0<1,01701400254603500608606000НО1500800017017 0008000800017 00080008000

5・10Т

<1,0 <1,0

10-е

1,0300

IO-?

ПО 3000

10-»

90014 000

10-9

33004 5 000

5・10Т

<1,0 <1,0

10-е

1,0300

IO-?

ПО 3000

10-»

90014 000

10-9

33004 5 000

о 9

1,0,3 8 4

о 9

1,0,3 8 4

<1,0

<1,0

<1,0

170

1400

25

460

3500

60

860

6000

НО

1500

8000

170

<1,0

<1,0

<1,0

170

1400

25

460

3500

60

860

6000

НО

1500

8000

170

17 00080008000

17 00080008000

Вероятность аварий*, год—1

Немедленные ствня

послед*

Вероятность аварий*, год-1

Отдалежные последствия

Смерть от рака**, случай

ГОД

Опухола ЩИТОВНД> ной желеш, случай год**

ГЬнетичес- кне эффекты, случай Н)д* * *

5-10-5 10-е 10-7 10~8

Таблица 6.5. Расчетные оценки немедленных и отдаленных последствий радиационной аварии на АЭС [2]

1L

Спонтаннаячастота возник-новения

* Эта величина соответствует вероятности расплавления активной зоны на 1 реакторо-год. ** Такая частота будет наблюдаться в течение 10~W лет, после радиационной» аварнц« *** Эта частота присуща одному поколенвю, рожденному йосле радиационной 電вар岳it

Консервативность таких расчетов состоит в том, что не принимаются во внимание эффекты непостоянства скорости и напра即^др& 目毁 ра, ласхитаой дезактивации поверхности почвы дождевыми осадками и возможность проникновения нагретого выброса радионуклидов че^ рез инверсионный слой (последний характеризует собой случай наи- меньшето разбавления в приземном слое атмосферы). Таким образом, на этой-стадии чщейжи последствий радиационной аварии возможный эффект частично завышается вследствие пренебрежения перечислена ными факторами. В результате этой стадии расчетов для каждого из 54 биолсмгически /значимых радионуклидов находят концентрации в воз^хе и на уровне земли в зависимости от времени после выброса и расстояния до реактора.

При оценке доз облучения населения в результате аварии на АЭС различают три типа воздействия:

острое внешнее 小,у-облучение за счет проходящего облака летучих радионуклидов (минуты, часы после выброса);

острое и подострое внутреннее облучение вследствие радирц^ тивных выпадений из облака и потребления воды, молока и свежих овощей из загрязненного района (дни, недели после аварий);

хроническое облучение в результате потребления зерновых и корнеплодов, загрязненных долгоживущими радаонуклидами (месяцы, годы после аварии).

В первом случае доминирующим источником радиационной опасности являются РБГ, во втором — радиоактивные изотопы иода, в треьтем — 9°Sr и 137Cs. Наличие преобладающих факторов позволяет

упростить соответствующие расчеты и в каждом из случаев предложить и осуществить меры по защите населения. Влервом случае — это укрытие или эвакуация, во втором и третьем — радиометрический и дозиметрический контроль активности продуктов питания и обеспечение населения радиационно чистым продовольствием.

Последняя фаза расчетов последствий аварийного выброса с АЭС- оценка доз и радиобиологических эффектов внешнего й внутреннего облучений населения на основе сведений о концентрациях радионуклидов в воздухе и на почве и предположений о времени пребывания людей в загрязненной зоне.

Для оценки частоты возникновения отдаленных последствий (лейкозы, другие формы рака, генетические повреждения) принимают наи* более осторожную гипотезу беспороговой линейной зависимости эффекта от дозы и численные значения риска, предложенные МКРЗ. В некоторых ранее опубликованных оценках, в частносга в докладе Расмуссена, использованы рекомендации Национальной академии наук США [22], предлагающие вдвое более высокие значения риска, однако подобное расхождение несущественно для конечных итогов расчета. Результаты расчетов острых и отдаленных последствий радиационной аварии на АЭС представлены в табл. 6.5.

Сопоставление радиационного и нерадиационного рисков

Из результатов проведенных расчетов следует, что для реаггоров сооруженных в середине 70-х Годов, наиболее вероятна авария с рас плавлением активной зоны. Она может произойти один раз в 20 тыс. лет. Ее вероятные последствия таковы: смертей ——менее 1 случая, за&)леваний острой лучевой болезнью — менее 1 случая, отдаленных последствий — менее 1 случая, генетических повреждений — менее 1 случая, финансовый ущерб — 100 тыс. долл, (без учета стоимости повреждений на самой АЭС).

Сопоставление этих данных со спонтанной частотой возникновения злокачественных заболеваний и генетических повреждений (последняя строка в табл. 6.5) свидетельствует, что радиационный риск, присущий авариям на современных АЭС, прен^ре^кййо мал. К такому же заключению приводит сопоставление вероятности риска гибели от причин нерадиационной и радиационной природы: 6-10-4 и 3・ 10-9 случаев в год соответственно для населения, проживающего на территории со 100 АЭС (табл. 6.6). Следует дополнительно отметить, что вероятность 3- 10~э случаев в год получена в предположении, что не далее 30 км от этих 100 АЭС проживает 15 млн. человек. Если же использовать численность всего населения США (примерно 200 млн. человек), где количество АЭС приближается к 80, то радиационный ррск составит 2-10-10 случаев в год.

Нетрудно видеть, что вероятность гибели в результате радиационной аварии на АЭС в 10 тыс. раз меньше, чем при движении в автомобиле и примерно в 100 раз ниже вероятности быть убитым ударом мол-

Таблица 6.6. Индивидуальный риск гибели для граждан США [2]

Причина или местоаварииПричина или местоаварииЧислопогибшихв 1969 г.Числопогибшихв 1969 г.Индиви-дуальныйриск,год-]Индиви-дуальныйриск,год-]Причина или местоаварииПричина или местоаварииЧислопогибшихв 1969 г.Числопогибшихв 1969 г.Иидиви-дуальныйриск,год-]Иидиви-дуальныйриск,год-]Автомобильная катастрофа ПадениеПожары и ожогиУтопление Отравление Охота Промышленные предприятия (1968 г.) Водный транспорт АвиацияАвтомобильная катастрофа ПадениеПожары и ожогиУтопление Отравление Охота Промышленные предприятия (1968 г.) Водный транспорт Авиация3-10-4Падающие предметы12716•10-69-10-5Электротравмы11486-Ю-б4•10-53-10-5Железнодорожный транспорт8844J0-72 • ILУдар молнии1605・10~бЫО-5Ураганы90*4 • IL1-10-5Другие86954-10^9・10-бВсе аварии1150006-10-49 • IO—Радиационные аварии03-10~9**3-10-4Падающие предметы12716•10-69-10-5Электротравмы11486-Ю-б4•10-53-10-5Железнодорожный транспорт8844J0-72 • ILУдар молнии1605・10~бЫО-5Ураганы90*4 • IL1-10-5Другие86954-10^9・10-бВсе аварии1150006-10-49 • IO—Радиационные аварии03-10~9**5579155791(на 100 АЭС)(на 100 АЭС)7 116 9 48 5 8 10 52415307 7 6 4 2 27 116 9 48 5 8 10 52415307 7 6 4 2 23 8 7477и 113 8 7477и 11

Причина или местоаварии

Причина или местоаварии

Числопогибшихв 1969 г.

Числопогибшихв 1969 г.

Индиви-дуальныйриск,год-]

Индиви-дуальныйриск,год-]

Причина или местоаварии

Причина или местоаварии

Числопогибшихв 1969 г.

Числопогибшихв 1969 г.

Иидиви-дуальныйриск,год-]

Иидиви-дуальныйриск,год-]

Автомобильная катастрофа Падение

Пожары и ожоги

Утопление Отравление Охота Промышленные предприятия (1968 г.) Водный транспорт Авиация

Автомобильная катастрофа Падение

Пожары и ожоги

Утопление Отравление Охота Промышленные предприятия (1968 г.) Водный транспорт Авиация

3-10-4

Падающие предметы

1271

6•10-6

9-10-5

Электротравмы

1148

6-Ю-б

4•10-5

3-10-5

Железнодорожный транспорт

884

4J0-7

2 • IL

Удар молнии

160

5・10~б

ЫО-5

Ураганы

90*

4 • IL

1-10-5

Другие

8695

4-10^

9・10-б

Все аварии

115000

6-10-4

9 • IO—

Радиационные аварии

0

3-10~9**

3-10-4

Падающие предметы

1271

6•10-6

9-10-5

Электротравмы

1148

6-Ю-б

4•10-5

3-10-5

Железнодорожный транспорт

884

4J0-7

2 • IL

Удар молнии

160

5・10~б

ЫО-5

Ураганы

90*

4 • IL

1-10-5

Другие

8695

4-10^

9・10-б

Все аварии

115000

6-10-4

9 • IO—

Радиационные аварии

0

3-10~9**

55791

55791

(на 100 АЭС)

(на 100 АЭС)

7 116 9 4

8 5 8 10 5

241530

7 7 6 4 2 2

7 116 9 4

8 5 8 10 5

241530

7 7 6 4 2 2

3 8 7477

и 11

3 8 7477

и 11

* Среднее за 1901—1971 гг.

** В предположении, что контингент жителей составляет 15 млн. чел и с учетом только острых поражений.

Таблица 6.7. Частота крупных стихийных бедствий и техногенных аварий в США [2]

Тип явления

Частота случаев с гибелью

100 чел. и более

1 000 чел. и более

Природные

Торнадо1

1 в 5 лет

Очень мала

Ураган;

1 в 5 лет

1 в 25 лет

Землетрясение

1 в 20 лет

1 в 50 лет

Падение метеорита

1 в 105 лет

1 в 10б лет

Техногенные

Авиакатастрофа

1 в 2 года

1 в 2000 лет

Пожар

1 в 7 лет

1 в 200 лет

Взрыв

1 в 16 лет

1 в 120 лет

Отравление

1 в 100 лет

1 в 1000 лет

Радиационные аварии

на 100 АЭС

1 в 105 лет

1 в 10б лет

нии. Сопоставление с частотой гибели при других стихийных бедствиях (рис. 6.6) показывает, что радиационный риск близок только к вероятности падения крупного метеорита, способного пройти через толщу атмосферы и достичь земной поверхности. Вероятность гибели QT всех других ярл^нир меньше в 〜[ООО раз. Примерно таково же

Число жертв N

10(

«=[o」、»xCQh А гчв»-о л。В 丁

Рис. 6.5. Вероятность гибели из-за стихийных бедствий и аварий на АЭС для населения страны со 100 АЭС:

/ — все стихийные бедствия; 2 — смерчи; 3 — ураганы; 4 — землетрясение; 5 ——радиационные аварии на 100 АЭС； 6 — падение метеоритов

Ю2 Ю3 Ю4 105 106

Число жертв N

Рис. 6.6. Частота техногенных аварий с числом жертв больше N (кроме автомобильных аварий): •

1 ——всего аварий; 2 ——взрывы； 3 — все авиакатастрофы; 4 — пожары; 5 — прорывы плотин; 6 — авиакатастрофы на Земле; 7 — выбросы хлора; 8 — радиационные аварии на 100 АЭС

соотношение вероятностей гибели при радиационной аварии на АЭС и при любых других видах техногенной деятельности ——от авиационных катастроф до утечки токсических веществ на химических предприятиях (рис. 6.6).

В заключение целесообразно сопоставить приведенные расчетные оценки частоты и последствия радиационных аварий на АЭС с вероятностью других явлений (как природных, так и техногенных) и их последствиями (табл. 6.7).

Не следует, однако, переоценивать успехи в области противоава- рийной защиты АЭС. Фактически предложены теоретические модели, описывающие некоторые виды радиационных аварий на ЯЭУ, и проведены экспериментальные исследования, частично моделирующие такие аварии. К настоящему времени не разработаны ни оптимальная инженерная система защиты окружающей среды при радиационных авариях, ни универсальная методика расчета даже важнейших аспектов аварийных ситуаций на АЭС.

6 Зак. 1922

Выше уже было отмечено, что масштаб опасности и радиационные последствия аварии в первую очередь обусловлены активностью и компонентным составом радионуклидов, выходящих за пределы того или иного защитного барьера. Для определения этих величий необходимо провести высокорадиационно-опасные опыты, чтс^ы решить следукицие задачи:

изучить выход продуктов деления из различных топливных композиций через негерметичные оболочки твэлов в зависимости от температуры и среды (вода, пар, газ, жидкий металл);

исследовать влияние первичного теплоносителя на выход продуктов деления Из матрицы твэлов при ее растворении, эрозии или коррозии;

выявить закономерности переноса и отложения продуктов деления и топливной композиции в первом контуре;

исследовать поведение твэлов и выход продуктов деления при прекращении теплосъема и подаче теплоносителя в перегретую активную зону;

определить характеристики распространения радиоактивных ведеетв по пок^щешям локализации при утечке теплоносителя из первого контура;

изучить физико-химические формы и соединения особо опасных радионуклидов;

выявить масштабный фактор для моделирования аварийных процессов на ЯЭУ.

На проведение этих важнейших научно-исследовательских работ в области радиационной безопасности нацелены коллективы специалистов как в СССР, так и за рубежом. Уточнение перечисленных констант позволит уменьшить коэффициенты запаса и существующую неопределенность результатов расчетов при анализе последствий радиационных аварий, а также оптимизировать системы предупреждения и снижения масштаба аварий на АЭС.

Аварийные ситуации на АЭС с перспективными реакторами

В конце 70-х годов легководные водо-водяные реакторы стали практически использовать в системах теплоснабжения. Рассмотрим особенности обеспечения безопасности ACT, которые отличаются от АЭС в двух отношениях: 1) ACT приближены к крупным населенным пунктам (при расстоянии до города более 15 км ACT становятся экономически невыгодными); 2) сетевой теплоноситель ACT потенциально может содержать радиоактивные загрязнения.

Приближение ACT к крупным городам на два-три порядка увеличивает риск для населения города подвергнуться радиационному воздействию в случае аварийного вьйроса значительных количеств радионуклидов. Поэтому к проектам ACT предъявляют дополнительные требования, главным из которых является наличие мер по предотвращению плавления твэлов при повреждениях корпуса реактора. Наи-

более опасна авария с разгерметизацией первого контура. Чтобы исключить обезвоживание активной зоны при таких авариях, на ACT предусмотрен ряд конструкционных решений: корпус реактора раз- шщен в герметичной шахте, рассчитанной на давление, которое возникает в момент аварии; выбраны соответствующие объемы корпуса и шахты реактора; используют быстродействукмцие запорную арматуру и систему охлаждения активной зоны. По существующим оценкам реализация таких технических мероприятий при проектировании ACT уменьшает выброс радиоактивного иода за пределы первого контура при ПВА (предельно возможной аварии) по крайней мере в 10 тыс. раз, а РБГ — в 100 раз по сравнению с аварийными выбросами на АЭС с ВВЭР. При таком выбросе дозы облучения щитовидной железы и внешнего облучения критической группы населения на расстоянии 1 км 5 ACT будут порядка 0,1 мкЗв. В результате любых других аварий на ACT индивидуальные дозы облучения населения не превысят 1£)-2 мкЗв, коллективные дозы— 103 чел-Зв [23].

Безопасность населения при использовании сетевой воды обеспечивается трехконтурной технологической схемой с промежуточным контуром. Давление воды в этом контуре меньше, чем в сетевом, что исключает протечки воды промежуточного контура в сетевой при любых режимах работы реакторной установки, включая аварийные ситуации.

Рассмотрим особенности обеспечения б^опасности АЭС с перепек^ тавными реакторами на быстрых нейтронах. При ан^изе П оценке безопасности первого поколения таких реакторов (I960—1970 гг.) учитывали прежде всего успешный опыт эксплуатации ядерных уста- 恥вок и АЭС с реакторам耳 на тепловых нейтронах, которые получили опережающее развитие. Уникальность первых исследовательских реакторов на быстрых нейтронах БН-5,БН-10,БОР-60 с точки зрения их ^опасности определяют следующие факторы: 1) высокая химическая активность натрия по отношению к воде и кислороду и недостаточный опыт работы с жидкими металлами; 2) высокие температура и- удельная активность теплоносителя; 3) большие теплонапряжен- ность активной зоны и подогрев теплоносителя в реакторе в сочета- ййй с относительно низкой теплопроводностью нержавеющей стали, йййользуёмой в качестве конструкционного материала; 4) малое вре- 1# Жизни мгновенных нейтронов и малая доля запаздывающих, нейтро* »15й для плутониевого топлива [24L

"裝 Экепериментальные исследования и опыт эксплуатации первых ^йтторов на быстрых нейтронах позволили найти удовлетворитель- Os решения поставленных вопросов и сместили центр тяжести ®а ^У^ие ——положительный натриевый пустотный эффект реактивно- <Ш, распухание конструкционных материалов, высокую степень ра- даационной опасности при ремонтных работах и потенциальных ава-

Разработка и эксплуатация с 1973 г. установки БН-350 мощ・ 650 МВт (тепл.) дали необходимые данные для решения НЙых проблем в области безопасности.

6、

• При оценке безопасности первого поколения реакторов на быстрых нейтронах в аварийных р^кимах был использован метод логического анализа реально возможных ситуаций с расчетным изучением последствий при отказах тех или иных защитных 一 и локализующих систем аварийной защиты (ио мощности и скорости ее нарастания), а также аварий с глубоким сн^кением расхода теплоносителя ^ерез реактор. Поскольку в таких случаях необходимо особо высокое быстродействие аварийной защиты, в реакторах на быстрых нейтронах предусмотрена защита по лараллельным каналам (с обнаружением опасных отклонений и остановкой реактора) и по нескольким параметрам. Например, на реакторе БН-600 аварийный сигнал отключения насосов первого контура формируется по каналам исчезновения электроснабжения, уменьшения оборотов насосов： и снижения расхода через реактор. После выпуска проектов, экспериментальной проверки и определения характеристик макетов или головных образцов оборудования, приборов и систем проводился повторный анализ возможных аварийных ситуаций с учетом полученных выходных данных.

В проектах реакторов на быстрых нейтронах (вплоть до БН-600) не рассматривали такие маловероятные аварии, как обесточивание натриевых циркуляционных насосов с одновременным отказом всех стержней СУЗ, постулированный ввод положительной реактивности и др. Особому анализу была подвергнута возможная авария с потерей теплоноситёля. В применении к реакторам с натриевым теплоносителем (низкое давление в первом контуре в сочетании с использова^ нием высокопластичных конструкционных материалов) было принято решение считать исключительно малой вероятность такой ситуации. По этой причине в проекте реактора БН-350 такая авария не рассматривалась [24].. . .

Существенные преимущества имеет интегральная компоновка первого контура аппарата БН-6СХ). Если опыт длительной эксплуатации таких реакторф покажет, что в них не возникает дополнительных принципиальных трудностей (при монтаже, ремонте, инспекции оборудования и систем), то предпочтение, видимо, будет отдано интегральным компоновкам, как более безопасным и компактным.

С точки зрения аварийного расхолаживания натрий ——наилучший из освоенных теплоносителей. Большой запас до температуры кипения при атмосферном давлении (400—500 ℃) и высокие коэффициенты теплоотдачи в режимах естественной циркуляции позволяют выносить тепло из активной зоны и аккумулировать его в элементах конструкции и теплоносителе без разрушения активной зоны даже в ситуации длительного прекращения подачи воды в парогенераторы. Скорость повышения температуры в первом контуре больших БН составляет при этом 20—50 ℃/ч, что дает возможность своевременно ввести дополнительные средства аварийного расхолаживания.

Отличительная особенность реакторов с натриевым теплоносителем —необходимость использования противопожарных мероприятий на случай утечки натрия из контуров, особенно из первого. Ра-

дикальвдми средствами, которые используют для локализации выбросов в последнем случае, являются герметичные кейкухи вокруг обору、 дования и герметичные помещения первого контура, заполненные инертным газом, с замкнутой системой технологической вентиляции.

В качестве обязательных дополнительных противопожарных мер используются стальная облицовка помещений, устройство специальных сливов и поддонов различного исполнения с гидрозатворами, иногда ——система объемного пожаротушения. Опыт эксплуатации БОР-60 и БН-350 показал, что для достижения приемлемой герметичности помещений первого контура требуются проведение серьезных проектных разработок и тщательное выполнение монтажных работ.

Относительно потенциально возможного выброса радиоактивных веществ во внешнюю среду следует подчеркнуть, что иод эффективно (более 90%) удерживается натрием. Выход продуктов деления из дефектных твэлов составляет: РБГ — 30%, 137Cs —30%, 1311 —2%, 140Ва — 140La и 95Zr — 95Nb — 0,3% [24]. Суммарная активность РБГ в газовой системе БН-600 ——около 2,5 кКи, что ниже допустимой активности суточного выброса даже в случае аварийного сброса газа из газовой полости.

К изложенному добавим, что АЭС «Феникс» (Франция) с реактором на быстрых нейтронах по опыту двухлетней эксплуатации признана исключительно «чистой» энергетической системой по отношению к окружающей среде: хотя в первом контуре удельная активность 24Na составляла 6 Ки/л (22Na —— до 0,22 мКи/л), коллективная доза облучения персонала не превышала 0,03 чел-Зв, средняя индивидуальная доза —— 100 мкЗв (0,2% допустимой). За два ГЬда общая активность газообразных отходов составила 508 Ки, жидких — 157 Ки.

Приведенные данные" позволяют утверждать, что успешно решена задача радиационной защиты внешней среды и населения прилегающего района как при нормальной эксплуатации, так и при потенциально возможных аварийных ситуациях на перспективных ЯЭУ.

Г л а в а 7

Радиационная безопасность ядерного топливного цикла

Предприятия начальной стадии цикла

©^действие предприятий начальной стадии ЯТЦ на население свя- зЖо с поступлением в окружающую среду твердых, жидких и газообразных отходов, содержащих естественные радиоактивные вещест- 曲一 в основном уран и дочерние продукты его распада (радиойзото- йй уранового ряда, табл. 7Л),

"^ Количество выбрасываемых радиоактивных веществ и их воз- Лжное воздействие на население существенным образом зависят от

Таблица 7.1. Основные характеристики радионуклидов уранового ряда

Радионуклид

Тип радиоактивности

а

У

238 и4,5*109 лет92234Th 90Th24,1 сут234m с 4<^91Ра ^ 0,13%1,2мин99,87%]2^Ра6,7 ч齡u /2,4ИО5лет92 и、230г|-, *90Th77-Ю4 лет2乳/1600 лет88 、2器Rn3,8 сут"後 P。、。,。2%Змин99,98% j器At2 с断、/26,8 мин214 n.0,02%Bl \19,9мин99,98% /210Tl/8TTl1,3 мин84、/L6-104c”縱22годg^Bi w"0-4%5 сут-100% /2 嶋 T14,2 мин謝。、j138 сут238 и4,5*109 лет92234Th 90Th24,1 сут234m с 4<^91Ра ^ 0,13%1,2мин99,87%]2^Ра6,7 ч齡u /2,4ИО5лет92 и、230г|-, *90Th77-Ю4 лет2乳/1600 лет88 、2器Rn3,8 сут"後 P。、。,。2%Змин99,98% j器At2 с断、/26,8 мин214 n.0,02%Bl \19,9мин99,98% /210Tl/8TTl1,3 мин84、/L6-104c”縱22годg^Bi w"0-4%5 сут-100% /2 嶋 T14,2 мин謝。、j138 сут2068220682РЬРЬСтабильныйСтабильный

238 и

4,5*109 лет

92

234Th 90Th

24,1 сут

234m с 4<^

91Ра ^ 0,13%

1,2мин

99,87%]2^Ра

6,7 ч

齡u /

2,4ИО5лет

92 и、

230г|-, *

90Th

77-Ю4 лет

2乳/

1600 лет

88 、

2器Rn

3,8 сут

"後 P。、。,。2%

Змин

99,98% j器At

2 с

断、/

26,8 мин

214 n.0,02%

Bl \

19,9мин

99,98% /210Tl

/8TTl

1,3 мин

84、/

L6-104c”

縱

22год

g^Bi w"0-4%

5 сут

-100% /2 嶋 T1

4,2 мин

謝。、j

138 сут

238 и

4,5*109 лет

92

234Th 90Th

24,1 сут

234m с 4<^

91Ра ^ 0,13%

1,2мин

99,87%]2^Ра

6,7 ч

齡u /

2,4ИО5лет

92 и、

230г|-, *

90Th

77-Ю4 лет

2乳/

1600 лет

88 、

2器Rn

3,8 сут

"後 P。、。,。2%

Змин

99,98% j器At

2 с

断、/

26,8 мин

214 n.0,02%

Bl \

19,9мин

99,98% /210Tl

/8TTl

1,3 мин

84、/

L6-104c”

縱

22год

g^Bi w"0-4%

5 сут

-100% /2 嶋 T1

4,2 мин

謝。、j

138 сут

206

82

206

82

РЬ

РЬ

Стабильный

Стабильный

местных условий — мощности конкретного предприятия, содержания урана в руде, способа 庚 добычи и обработки отходов, количества населения, проживающего вблизи предприятия, и т. д.

Урановый рудник и гидрометаллургический завод. Основным источником радиоактивного загрязнения окружающей среды являются отходы, образующиеся при переработке руды. Эти отходы накапливаются в так называемых хвостохранилищах. При 0,2%-ном содержа-

иии U в руде на каждые 200 т получаемого U [годовая потребность мощностью 1 ГВт (эл.)1 образуется 105 т отходов.

В руде U и продукты его распада находятся в радиоактивном рав* новесии. Суммарная активность равна примерно 4 мКи на 1 кг U3O8. При выделении U из руды в отходы попадает 5——10% U и около 85% всей активности. Из-за уменьшения содержания материнского 1130To• ла (^U) активность отходов несколько падает за счет распада относительно короткоживущих радионуклидов начала уранового ряда (табл. 7.1).

Хвостохранилище в течение длительного времени остается источником радиоактивного загрязнения окружающей среды вследствие ветровой или водной эрозии и эманации 222Rn. Правильным выбором места, формированием хвостохранилища и его дополнительной обработ* кой можно существенно уменьшить это загрязнение. Например, покрытие хвостохранилища слоем земли приводит к уменьшению выхода Rn в 2 раза на 1 м покрытия.

Жидкие отходы обусловлены шахтными водами, использованием воды при бурении и переработке руды на гидрометаллургическом заводе. Их сбрасывают в специальные изолированные водоемы, в которых вода испаряется или фильтруется через землю. Если жидкие от* ходы сбрасывают в реку или другой водоем многоцелевого использо вания, их подвергают дополнительной овдстке.

Газообразные отходы образуются при вентиляции руднйка, переработке дроблением руды на гидрометаллургическом заводе й за счет упомянутой эманации Rn из твердых отходов,

В результате принимаемых мер по предотвращению эрозии хвосто- хранилищ и очистке жидких и газообразных отходов дозы облучения населения, проживающего вблизи рудника или в окрестности гидрометаллургического завода, оказываются малыми — индивидуальные годовые дозы составляют сотые доли микрозиверта, а локальные и региональные коллективные ожидаемые дозы" }^,е? не превышают 10-〈вел・Зв/[МВт (эл.)-год], при этом значение полной ожидаемой дозы Se из-за очень большой длительности эманирования 222Rn из хвостохранилища велико: оно достигает 10 чел-Зв/[МВт (эл.)-год] Ш. Отметим, что в соответствии с принятой методикой (см. гл. 3 и 4) Для оценки риска используется дисконтированная доза S；,e, а не полная доза S^. 一

Предприэтия по конверсии, обогащению и изготовлению топлива. Урановый концентрат, полученный на гидрометаллургическом заво- Др» конвертируют в UFe и подвергают дополнительной очистке, после 寸его на заводе по разделению изотопов обогащают 235U. Затем, как пра- ^йло, его переводят в порошок UO2, из которого изготовляют таблетки Для твэлов. Количество радиоактивных веществ, попадающих при этом в окружающую среду вместе с жидкими и газообразными отхода- ур, н^елико. Это обусловлено несколькими причинами: нелетучей Фермой большинства соединений урана, участвующих в процессе, ма*

лым содержанием других радионуклидов уранового ряда в урановом концентрате, применением мер по очистке жидких и газообразных отходов.

Как показывают опыт работы предприятий этой стадии цикла и расчетные оценки доз облучения населения, предприятия по изготовлению топлива оказывают еще меньшее воздействие на население, чем рудник или гидрометаллургический завод. В общем балансе воздействия на население цикла в целом, отнесенного к единице производимой энергии, вкладом этих предприятий можно пренебречь.

Радиационное воздействие всех предприятий начальной стадии на человека связано в основном с облучением обслуживающего персонала. В настоящей книге закономерности его формирования не рассматриваются, однако дозы облучения персонала учтены при оценке полного ущерба за счет ЯТЦ (см. § 7.4, гл. 13 и 123] в гл. 5).

Радиохимические завод по переработке облученного топлива

Из-за отсутствия опыта работы крупных РХЗ с использованием современной технологии переработки топлива, обработки и очйстки отходов пока не представляется возможным рассмотреть проблемы радиационной безопасности РХЗ в полном объеме. Однако наличие ряда важных исходных данных (содержание биологически значимых радионуклидов в отработавшем топливе, знание основных черт технологии переработки, мощность РХЗ и др.) позволяет с использованием некоторых очевидных или в крайнем случае правдоподобных предположений сделать оценку радиационного воздействия на население в результате радиоактивного загрязнения биосферы предприятиями рассматриваемогр этапа ЯТЦ. К этим данным относятся следующие характеристики потока топлива и отходов ЯТЦ: 1) содержание радиоактивных веществ в отработавшем топливе (в нем содержится подавляющая часть продуктов деления и трансурановых элементов, образовавшихся в результате работы реактора, в том числе более 99% 85Kr, Т и 1291; примерно две трети 14С, образовавшегося в результате нейтронной активации примесей топлива и теплоносителя; содержание других более короткоживущих нуклидов РБГ и иода нетрудно подсчитать, если известно время выдержки топлива перед его переработкой на РХЗ); 2) годовой поток топлива для типичного легководного реактора [мощностью 1000 МВт (эл.), КПД = 33%, глубиной выгорания 30 МВт-сут/кг U h коэффициентом использования мощности 0,В], равный 30 т урана, обогащенного до 3% (см» гл. 2).

При обобщении литературных данных и оценках радиационного воздействия на население, обусловленного переработкой облученного топлива, сделаны следующие предположения:

развитие ядер ной энергетики мира др 2000 г. будет. происходить па「ист гтппитрльства и эксплуатации атомных станций с во-

доохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах (типов ВВЭР (PWR), PBMKh BWR]; 产

после 1990 г. начнется переработка ранее накопленного облученного топлива и полного потока топлива, выгружаемого с атомных станций во всех странах мира; ”

выдержка топлива перед переработкой на РХЗ будет состав： лять не менее полугода;

производительность гипотетического РХЗ составит 1500 т в год (см. гл. 2);

в технологии обработки отходов РХЗ не будут использоваться системы улавливания РБГ, 14С и Т.

Последнее предположение соответствует современной технологии обращения с радиоактивными отходами ЯТЦ. Уменьшение выбросов какого-либо из упомянутых в п. 5 радионуклидов в результ тате внедрения технологии, предусматривающей его улавливание, может быть легко учтено в приводимых ниже оценках воздействия РХЗ на население *.

Для 1291 рассмотрены два крайних случая: а) на заводе имеется система улавливания иода с эффективностью §9%; в этом случае в газоаэрозольные выбросы поступает 1 % радионуклида, содержащегося в топливе; —

система улавливания иода отсутствует, 25% ^эр^д^^ в газоаэрозольные выбросы, 75% — в жидкие сбросы. ； :

Предположение 1 отвечает известным прогнозам развития ядерной энергетики мира, из которых следует, что вклад перспективных реакторов (БН^ ВТГР и др.) в общее производство энергии в 2000 г. не будет превышать 10% (см. гл. 2) и его можно не учитывать при анализе воздействия ЯТ口 на население. В § 7.3 сделана прогностическая оценка этого воздействия и после 2000 г. в рамках предположений 1—5. Возможное влияние изменений технологи» йа всех стадиях цикла, а также использование реакторов других типов обсуждаются в § 7.5.

Для разных действующих и проектируемых реакторов на тепловых нейтронах глубина выгорания и соответственно годовой поток топлива, отнесенный к единице установленной мощности, могут существенно различаться (см. табл. 2.1). Поэтому расчет наработки биологически значимых радионуклидов в реакторах этого типа основан на данных для типичного легководного реактора, отнесенных к единице производимой энергии. Эти нормированные значения для реальных энергетических реакторов на Тепловых нейтронах достаточно близки друг к другу с точки зрения оценочных расчетов воздействия ЯТЦ на окружающую среду.

* В некоторых странах (например, США, ФРГ) национальные санйтарно- гигиенические органы наложили ограничения на выбросы 85Кг при переработке топлива, в связи с чем осуществляется разработка технологии улавлишния

Г а б л и ц а 7.2. Зависимость мощности выброса〔^Хе и 1311 и соответствующих QO3 &макс от времени выдержки топлива для гипотетического РХЗ производи- гельностью 1500 т/год

Время выдержки,

Мощность выброса, Ки/год

"макс, мЗв/год

- сут *

13sxe

тХе

13"

30

2,7・107

1,о.106

0,15

4,0403

60

5,3-105

7,5Л04

3.10-3

2,9402

90

1,Ы04

5,7・103

6,0-10-5

22

120

22102

4,4-102

1,2.10-в

1,7

150

4,3

33

2,440-8

0,13

Примечание. Предполагается,

что 99% иода улавливается системой очистки газо-

аэрозольных выбросов завода. Для Ш1 рассчитана доза

облучения щитовидной железы че-

лйвека, усредненная

по возрастам, для

'"Хе — доза облучения всего тела.

Тот факт, что при переработке облученного топлива выделяется большая 5дсть радиоактивных отходов ЯТЦ, определяет следующие особенности этой его стадии:

глобальное радиоактивное заг]рязнёние биосферы в основном обусловлено выбросами РХЗ и не зависит от мощностй и территориального распределения таких заводов, а определяется только полным количеством ядерного топлива, переработанного во всем мире;

очень большая мощность РХЗ обусловливает большие выбросы радиоактивных веществ с отходами этого производства в окружающую среду (по сравнению с выбросами современных АЭС) и соответственно большие возможные дозы облучения населения в локальном и региональном масштабах.

Локалмые и региональные воздействия РХЗ. РХЗ мощностью 1500 т/год является в значительной степени уникальным предприятием ядерной энергетики: он может перерабатывать топливо для многих атомных станций общей мощностью до 50 ГВт (эл.). Кроме того, в отличие от АЭС и тем более АТЭЦ или ACT РХЗ не привязан к месту потребления энергии. Поэтому выбором более подходящего места для этого завода можно значительно уменьшить его локальное и даже региональное воздействия. В приводимых ниже оценках эта возмож- нсють учитывается тем, что средняя плотность населения в месте расположения РХЗ взята равной 25 чел/км2 (в 2 раза меньше, чем для типичной АЭС).

Так как газообразные выбросы РХЗ намного больше, чем на типичных АЭС (см. ниже), то для завода высота газоотводной трубы вы- брана*равной 200 м. Расчет локальных и региональных доз облучения населения осуществляется точно так же, как и для АЭС (см. (см. § 5.4).

# ： -Оценку воздействия газоаэрозольных выбросов РХЗ проводится по M6i^hocth индивидуальной дозы облучения 方макс в точке макси-

Таблица 7.3. Мощность газоаэрозольных выбросов гипотетического РХЗ производительностью 1500 т/год и дозы облучения населения "макс

Радионуклид

Мощность выброса, Ки/год

Критический орган

•максс .

Я , мкЗв/год

Суммарная 万学~〜100

Примечание. Значения Ямакс получены на основе результатов работа [6].

Показатель вытянутости розы ветров взят равным 3:1.

* В скобках указан выброс ,291 без системы улавливания.

** В растворимой форме.

мальной приземной концешрацйи радиоактивных примесей и мощно- сти региональной дозы Sper, рассчитываемой до расстояния 1000 км.

Выдержка топлива перед его переработкой на РХЗ приводит к распаду относительно короткоживущих радионуклидов и соответственно к уменьшению их возможных выбросов с РХЗ. Как следует ш данных табл. 7.2, при выдержке топлива более 150 сут можно пренебречь выбросом 133Хе и 1311 (наиболее значимых среди этих радио нуклидов) и воздействием их на население.

На основе предположений, сделанных в начале этого параграфа, рассчитаны поступления ^Кг, иС9 工^❷】,Т и других радионуклидов с отходами РХЗ в окружающую среду (табл. 7.3), при этом были ис* пользованы дополнительные предположения о физико-химической форме радионуклидов и их поведении в системе обращения с радио* активными отходами РХЗ и в окружающей среде:

весь 14С, поступающий в окружающую среду на стадии пере* работки топлива, попадает в газообразные отходы РХЗ;

12叮,избежавший улавливания в системе очистки отходов^ сдержится в виде аэрозолей в газообразных отходах*;

ну*3 18ну*3 18о£8 8 1о£8 8 1ess u U Рес>гр р 9- % 7 S 8 9 2 3 3 0 3 3 1119 2 2ess u U Рес>гр р 9- % 7 S 8 9 2 3 3 0 3 3 1119 2 2о *28 6 4 4^^0 2 3 2 0 0о *28 6 4 4^^0 2 3 2 0 0Все тело60Жировая ткань6Кожа200.Все тело1Щитовиднаяжелеза24(600)Все тело7》》10Кость130Все тело60Жировая ткань6Кожа200.Все тело1Щитовиднаяжелеза24(600)Все тело7》》10Кость1304005040050* Оценка воздействия 1291 в таком предположении ядл^ется ве^^вк пределом фактического воздействия. На самом деле, часть иод^ имеет фор^У э^?у мёнтарного иода и органических соединений, однако надежные данные Ъ <^>9^? шэшении между различными физико-химическими формами 3¥»0 2就烂(^或近武司 f^^冕绅yaq「 .乏，&二应家强

ну*3 18

ну*3 18

о

£

8 8 1

о

£

8 8 1

ess u U Рес>гр р 9- % 7 S 8 9 2 3 3 0 3 3 1119 2 2

ess u U Рес>гр р 9- % 7 S 8 9 2 3 3 0 3 3 1119 2 2

о *

2

8 6 4 4^^0 2 3 2 0 0

о *

2

8 6 4 4^^0 2 3 2 0 0

Все тело60

Жировая ткань6

Кожа200.

Все тело1

Щитовиднаяжелеза24(600)

Все тело7

》》10

Кость130

Все тело60

Жировая ткань6

Кожа200.

Все тело1

Щитовиднаяжелеза24(600)

Все тело7

》》10

Кость130

400

50

400

50

коэффициент очистки радиоактивных выбросов7С (长у '^^^ где Ат и %вых=-- активности радионуклидов соответственно в топливе и в выбросах РХЗ) равен для Sr и Cs 2,5-10-8 и для Pu 1,6-10-7 Тб]；

i 4) для Т рассматриваются две крайние возможности: в виде тритированной воды НТО он поступает либо в газообразные, либо в жидкие отходы РХЗ.

По разным данным от 1 до 20% Т в виде НТО, поступает в окружающую; среду с газообразными отходами, остальное количество — с жидкими (см. [1]). Путем некоторого изменения технологии переработки топлива большую часть Т можно перевести в газообразные отходы. Такое изменение предусмотрено, например, в проектах новых заводов США ⑸.

В табл. 7.3 приведены данные о мощности облучения критической группы населения, обусловленного газоаэрозольными выбросами гипотетического РХЗ, которые получены обобщением результатов работ [3, 6, 7]. Согласно этим данным мощность дозы облучения Не отдельного лица из населения вблизи РХЗ? обусловленная его газоаэрозольными выбросами, достигает 100 мкЗв?год. С увеличением расстояния г от РХЗ эта доза достаточно быстро уменьшается ——примернакак 广一л,2 на расстояниях г до нескольких десятков километров [6]. В 20 км от РХЗ 〃石 становится меньше 10 мкЗв/год. Мощность локальной коллективной дозы (г & 100 км) составляет S^ ^; 1 чел-Зв/год, региональной (г ^ 1000 км) коллективной дозы 5|ег — примерно на порядок больше.

Отметим, что эти значения 5^ и Х^г получены для плотности населения 25 чел/км2. При большей плотности населения пропорционально увеличиваются и значения и *"「.

Некоторая часть радиоактивных веществ будет поступать в окружающую среду с жидкими сбросами завода. Имеются данные радиометрических анализов и радиоэкологических исследований на действующих РХЗ в Уиндскейле (Великобритания), Ла-Аг и Маркуле (Франция) [7J. Согласно этим данным за 1975—1979 гг. наиболее значимыми радионуклидами в жидких сбросах наряду с Т являются 137Cs, 106Ru, ?°Sr, 1291 и некоторые изотопы трансурановых элементов. Например, в 1978 г. на РХЗ в Уиндскейле жидкие сбросы (сброс осуществляется в Ирландское море) содержали 1,1 • 105; 2,2-104; 1,6-104; 1,9 Ки соответственно 137Cs, 106Ru, 90Sr, 1291. Количество переработанного топлива, в основном от газовых реакторов, соответствовало },8 ГВт (эл.)-год выработанной электроэнергии. В жидких сбросах завода в Маркуле, которые производятся в р. Рону, количество радиоактивных веществ намного меньше.•…

一 Однако данные пр радиоактивным сбросам и соответствующим дозам облучения населения/ полученные на действующих маломощных РХЗ, не могут быть использованы для характеристики будущих круп- шях РХЗ、Последние будут работать, по видимому, с использованием

более совершенной технологии обращения с отходами, чем заводы, построенные в 60-х и 70-х годах. .. ，

Необходимо отметить, что дозы облучения населения за счет жидких радиоактивных сбросов в значительно большей степени, чем дозы, обусловленные газоаэрозольными выбросами, зависят от местных условий и прежде всего от оссйенностей местного водоема и водопользования. ■ ； . 一 .

Все это затрудняет получение более или менее надежных обобщающих данных о радиоактивных жидких сбросах РХЗ и соответствующих дозах облучения населения. Анализируя данные о жидких сбросах действующих РХЗ [7] и имея в ввду перспективы совершенствования технологии обращения с жидкими отходами, можно сделать предположение, что индивидуальные и коллективные дозы облучения за счет жидких сбросов будут меньше или того же порядка, что и дозы облучения за счет газоаэрозольных выбросов РХЗ.

Особого внимания заслуживает вопрос о Т в жидких сбросах； РХЗ. Сброс Т с жидкими отходами в море или океан во много раз менее опасен, чем в пресноводный водоем (реку, озеро и др.). Поэтому в случае расположения РХЗ на берегу моря, по-видимому, не возникает： каких- либо осложнений по обеспечению радиационной безопасности яасете- ния за счет поступления всего Т в морскую воду. Например, согласно оценкам при нормированном сбросе Т в море 16 Ки/ШВт (эл4<ГОД1 3 районе завода в Уиндскейле коллективна^ доза (^лучения составляет 2-10-8 чел-Зв/ [МВт(эл). - год] [81. Совеем иначе Устоит дело с проблемой сброса Т при расположении завода в глубине материка во внутренние пресноводные водоемы.

Рассмотрим уравнение баланса Т в водоеме:

dA/dt = q — KA — vAIV. (7.1) где"Л — количество Т в водоеме, Ки; q — скорость поступления Т со сбросами предприятия, Ки/с;入—постоянная радиоактивного распада; V — объем водоема, м3; и — скорость естественного водообмена водоема, м3/с. Легко получить, что равновесная концентрация рр трития при V = const, q = const, dA/dt = 0 в пренебрежении радиоактивным распадом равна

. рр = qM

Отсюда следует, что скорость естественного водообмена этога водоема должна быть не меньше 10 м3/с, чтобы концентрация Т в воде не превысила предельно допустимую концентрацию ДКб для населения категории Б при сбросе 8-105 Ки Т в год. Отметим, что при концентрации, равной ДКе, годовая доза облучения всего тела человека за стет потребления воды с пищей и для питья может достигать 5 мЗв, т. е. предела, ограничивающего суммарное радиационное воздействие.

Если учесть современные тенденции ужесточения санитарных норм 4cM. гл. 4), то можно ожидать, что ДК для водоема многОцелевогр назначения будет уменьшена во много разл Это означает, что скорость ^тественного водообмена водоема должна быть намного больше 10 м3/с»

чтобы при сбросе Т его концентрация в воде не превысила ПДК (необходимо также учесть, что в жидких сбросах РХЗ присутствуют и другие радионуклиды). Для сравнения укажем, что, например, сток Оки равен 1200 №/c; Днепра — 100 //с около Смоленска и 1400 м3/с около Киева, Волги — 8800 м3/с 19].

Таким образом, если в месте расположения РХЗ нет крупной водной системы (реки, озера и т. п.), то на сброс Т с жидкими отходами должна быть наложено ограничение. В отсутствие такой водной системы атмосфера обеспечивает лучшее разбавление Т при его поступлении в окружающую среду с газоаэрозольными выбросами, чем водные системы ири сбросе Т с жидкими отходами. Как следует из результатов расчетов, приведенных в табл. 7.3, при поступлении в атмосферу всего потока трития РХЗ максимальная годовая индивидуальная доза облучения всего тела человека не превышает 60 мкЗв.

Переводом большей части Т в газообразную форму можно частично или полностью решить проблему безопасного удаления этого радионуклида (в зависимости от вклада других радионуклидов и действующих санитарных норм), хотя при этом индивидуальные дозы намного больше, чей дозы облучения населения вблиаи типичной A3G, но все же достаточно малы, и можно рассчитывать на то, что они будут уНов? летворять санитарным нормам (в совокупности с другими радионуклидами). Отметим, что дозы облучения населения вблизи РХЗ удовлетворяют требованиям НРБ-76 с большим запасом (см. табл. 7.3). В; 1980 г. установлены новые санитарные правила для АЭС (см. [5] в гл. 4), которые накладывают значительно более жесткие ограничения на выбросы АЭС, чем те, которые даны в НРБ-76. По^видимому, следует ожидать некоторого ужесточения санитарных нормативов и для РХЗ, однако можно предположить, что они не будут такими же жесткими, как для АЭС.

Глобальное радиоактивное загрязнение биосферы предприятиями ЯТЦ

Значимый вклад в глобальное загрязнение биосферы дают долгоживущие радионуклиды 14С, 85Кг, Т, 1291, присутствующие в выбросах (сбросах) предприятий ЯТЦ. Это 岳условлено их достаточно высокой степенью миграции, приводящей к рассеянию этих радионуклидов на большие расстояния за время меньше периодов их полураспада. Другие долгоживущие радионуклиды, например ^Sr, 137Cs, радионуклиды трансурановых элементов, поступающие в окружающую среду с выбросами предприятий цикла, рассеиваются на ограниченные расстояния и в значительно меньшей степени.

В таблг.74 w7e5 приведены расчетные данные о наработке глобально значимых радисжукладов предприятиями ядерной энергетики мира (прогноз да 2025 г.)^ поя^ейные на основании предположений, приведенных 再§ 7,2. В соответствии с этими предположениями в замкнутое ЯТЦ (с переработке^ «Йлучшного топлива) в биосферу поступают

175175Глобальное радиоактивное загрязнение биосферы

175

175

199020002025199020002025400—500760—17404800—7100400—500760—17404800—7100140—170250—6001600—2300140—170250—6001600—23000； 009—0,013 7—9(0,3—0,6)・ 10-30,015—0,042 11—30 (0,6—2,0) • 10-30,1—0,272—110 (3,8亠 7,4)・ 10-30； 009—0,013 7—9(0,3—0,6)・ 10-30,015—0,042 11—30 (0,6—2,0) • 10-30,1—0,272—110 (3,8亠 7,4)・ 10-3

1990

2000

2025

1990

2000

2025

400—500

760—1740

4800—7100

400—500

760—1740

4800—7100

140—170

250—6001600—2300

140—170

250—6001600—2300

0； 009—0,013 7—9(0,3—0,6)・ 10-3

0,015—0,042 11—30 (0,6—2,0) • 10-3

0,1—0,272—110 (3,8亠 7,4)・ 10-3

0； 009—0,013 7—9(0,3—0,6)・ 10-3

0,015—0,042 11—30 (0,6—2,0) • 10-3

0,1—0,272—110 (3,8亠 7,4)・ 10-3

Таблица 7.4. Прогноз ежегодного производства радионуклидов 85Кг, ИС, Т и 1291 ядерной энергетикой мира*声

Прогнозируемая мощность ядерной

Ежегодное производство**, МКи/год

Год

энергетики мира, ГВт (эл.)

85KJ

〔У

т

1«»1

* Рассчитано в предположении, что вся ядерная энергетика базируется на легководных реакторах.

** Расчет выполнен с учетом неопределенности данных о наработке радионуклидов легководным реактором.

Таблица 7.5. Прогноз накопления радионуклидов 85Кг, НС, Т и 1291 ядерной энергетикой мира*

ГодГодПрогнозируемая мощнсють ядерной энергетики мнра, ГВт (эл.)Прогнозируемая мощнсють ядерной энергетики мнра, ГВт (эл.)Накопленное количество, МКн'*Накопленное количество, МКн'*

Год

Год

Прогнозируемая мощнсють ядерной энергетики мнра, ГВт (эл.)

Прогнозируемая мощнсють ядерной энергетики мнра, ГВт (эл.)

Накопленное количество, МКн'*

Накопленное количество, МКн'*

0 0 59 0 012 20 0 59 0 012 2^о.:о 2 ^о-л-о^о.:о 2 ^о-л-о

0 0 5

9 0 0

12 2

0 0 5

9 0 0

12 2

^о.:о 2 ^о-л-о

^о.:о 2 ^о-л-о

400—5000,8,](Ж0,940

760—17403」・1Nо；з5[ба

4800—71002,0.10<£.8 hl 第

* Рассчитано в предположении, что вся ядерная энергетика' базируется на легководных реакторах.

** Приведенные значения накопленного количества соответствуют максимальным значениям прогноза..、^

100% 14С, 85Кг иТ и 100% (или 1 %) 1291, образующихся в активной зоне реактора АЭС. Таким образом, данные табл. 7.4 о наработке радионуклидов являются одновременно данными и об их выбросах в биосферу, если предположить, что осуществляется 100%-ная переработка топлива, и пренебречь временем их выдержки *.

Из всего количества этих четырех радионуклидов, поступающего в биосферу с отходами предприятий ЯТЦ, на стадию переработки облученного топлива РХЗ приходится 70—80 % 14С и более 99 % каждого из трех других радионуклидов (85Кг, Т и 1291), а на основную стадию (АЭС) — остальные 20—30% 14c и пренебрежимо малое количество (менее 1%)85Кг, Т и 1291. Таким образом, глобальное загрязнение биосферы определяется в основном сбросами (выбросами) радиоактивных отходов РХЗ.

摹 Учет времени выдержки топлива не очень сущёствжно уменьшил бы расчетные дозы облучения населения.『」 一击

Таблица 7.6. Средние годовые индивидуальные дозы "七 н приведен-Таблица 7.6. Средние годовые индивидуальные дозы "七 н приведен-В конце 70-х годов глобальное воздействие ядерной энерге-В конце 70-х годов глобальное воздействие ядерной энерге-訪 d 0百瓷 мкЗв/год司，， 1 °"~2 ^ел・3вМВт (эл.) «год2000 г.2025 г.85Kr0,42,50,2Т0,020,080,00214c0,54,00,2129J4・10Т3・10-4《ILВсего〜7~0,4訪 d 0百瓷 мкЗв/год司，， 1 °"~2 ^ел・3вМВт (эл.) «год2000 г.2025 г.85Kr0,42,50,2Т0,020,080,00214c0,54,00,2129J4・10Т3・10-4《ILВсего〜7~0,4ные дисконтированные ожидаемые коллективные эффективные дозы 弱,斤 обусловленные глобальным радиоактивным загрязнением биосферы предприятиями ЯТЦные дисконтированные ожидаемые коллективные эффективные дозы 弱,斤 обусловленные глобальным радиоактивным загрязнением биосферы предприятиями ЯТЦтики мира на окружающую среду было пренебрежимо мало, что обусловлено как ее малой мощностью, так и, самое главное, отсутствием переработки топлива.

Таблица 7.6. Средние годовые индивидуальные дозы "七 н приведен-

Таблица 7.6. Средние годовые индивидуальные дозы "七 н приведен-

В конце 70-х годов глобальное воздействие ядерной энерге-

В конце 70-х годов глобальное воздействие ядерной энерге-

訪 d 0

百瓷 мкЗв/год

司，， 1 °"~2 ^ел・3в

МВт (эл.) «год

2000 г.

2025 г.

85Kr

0,4

2,5

0,2

Т

0,02

0,08

0,002

14c

0,5

4,0

0,2

129J

4・10Т

3・10-4

《IL

Всего

〜7

~0,4

訪 d 0

百瓷 мкЗв/год

司，， 1 °"~2 ^ел・3в

МВт (эл.) «год

2000 г.

2025 г.

85Kr

0,4

2,5

0,2

Т

0,02

0,08

0,002

14c

0,5

4,0

0,2

129J

4・10Т

3・10-4

《IL

Всего

〜7

~0,4

ные дисконтированные ожидаемые коллективные эффективные дозы 弱,斤 обусловленные глобальным радиоактивным загрязнением биосферы предприятиями ЯТЦ

ные дисконтированные ожидаемые коллективные эффективные дозы 弱,斤 обусловленные глобальным радиоактивным загрязнением биосферы предприятиями ЯТЦ

К началу следующего столетия положение изменится: мощности ядерной энергетики возрастут более чем на порядок и будет осуществляться переработка облученного топлива.

В табл. 7.6. представлены результаты оценки средней индивиду- альнои годовой дозы НЕ и приведенной дисконтированной ожидаемой дозы S^e облучения населения> обусловленного глобальным радио-

активным загрязнением биосферы за счет ядерной энергетики мира. Последняя величина — S*e— в соответствии с соображениями, изло

женными в части второй используется вместо полной дозы Si как основа оценки ущерба от радиационного облучения населения.

Значение годовой дозы Я^ в 2000 г. оценивается равным примерно 1 мкЗв. К 2025 г. оно возрастет до 7 мкЗв.

После 2(ХЮ г. существенный вклад в общее энергопроизводство начнут давать, помимо ЯТЦ с легководным реактором, и ЯТЦ с перспективными реакторами, прежде всего с реакторами типа БН. Учет этого изменения структуры ядерной энергетики приведет к некоторому изменению значения Н£, однако в любом случае в период с 2000 по 2025 г. оно будет (см. § ^.5) значительно меньше дозовых пределов, установленных современными нормами радиационной безопасности. Таким образом, если исходить только из дозовых пределов, то нет необходимости в ближайшие десятилетия накладывать ограничения на выбросы глобально значимых радионуклидов предприятиями ядерной энерге

тики.

Рассмотрим теперь вопрос об ограничении выбросов с точки зрения анализа эффективности разработанных методов улавливания рассматриваемых радионуклидов на основе концепции польза-ущерб (см. гл. 4).

В соответствии с этой концепцией эффективность улавливания радионуклида характеризуется величиной

3 = АУ — АХ, где АХ — приведенные расходы на улавливание и захоронение; АУ — соответствующий эффект — уменьшение ущерба в результате уменьшения коллективной дозы облучения населения»

Для наиболее эффективных методов улавливания значения Э по оценке [11] не превысят 15, 10, 2 и —15 .руб/[МВт (эл.)-год] соответственно для 14С, 85Кг, Т и 1291. В этой оценке учтены только глобальные дозы облучения. Следует отметить, что учет локальных и региональных доз облучения может в зависимости от места расположения РЗХ существенно изменить значение Э для Т«1291, и даже изменить знак Э для 1291. Таким образом, полученные значения Э дают основание для постановки вопроса об улавливании 14С, 85Кг, Т и, возможно, 1291.

Относительная роль различных этапов ЯТЦ

в суммарном радиационном воздействии на человека

В табл. 7.7 и на рис. 7.1 обобщены расчетные данные * по дозам облучения населения, обусловленным радиоактивными отходами предприятий ЯТЦ. Кроме того, в таблице приведены данные о профессиональном облучении, а на рисунке для сравнения—допустимые уровни облучения человека (ПД—предел дозы) и дозы облучения населения за счет некоторых других источников, не связанных с ЯТЦ. Из анализа этих данных следует, что:

на предприятиях ЯТЦ обеспечен высокий уровень радиационной безопасности; облучение населения в результате эксплуатации АЭС мало по сравнению с ПД, установленными НРБ-76, СП АЭС-79, и по сравнению с другими видами облучения, которым человек подвергается в своей повседневной жизни;

наибольший относительный вклад в суммарное облучение человека в результате работы ЯТЦ вносит, во-первых, профессиональное облучение, во-вторых, глобальное загрязнение биос^ры радиоактивными отходами предприятий ЯТЦ (в основном выбросами радионуклидов 14С, 85Кг и Т);

дозы облучения населения и персонала ниже пределов, установленных НРБ-76;

облучение населения и персонала в результате всех видов транспортных операций очень мало.

Следует отметить, что учет дисконтирования при расчете ожидаемых доз приводит к малым значениям ущерба, обусловленного поступлением радионуклидов с очень большими периодами полураспада в биосферу. К таким радионуклидам относятся 1291, изотопы урана и трансурановых элементов, радионуклиды уравнового ряда (табл. 7.1), поступающие в окружающую среду с радиоактивными сбросами (выбросами^ предприятий начальной стадии ЯТЦ, РХЗ и от мест захоронения отходов (именно они создают большие полные дозы S。). Таким образом, дисконтирование при оценке ущерба за счет радиоактивного загрязнения биосферы дает основание не учитывать большие значения S。, форм^-

* В том числе данные других работ (см. [2, 23] в гл. 5 и [3, 7] в гл. 4).

Таблица 7.7. Приведенные дисконтированные ожидаемые коллективные эффективные дозы S{, Е облучения населения и персонала на разных стади-

ях ЯТЦ с легководными реакторами, 10-2 чел*Зв/[МВт (эл.) год!

Стадия ЯТЦ

Персонал*

Население**

Добыча и переработка руды: изготов-

0,2-0,3

<0,01 (~1000)

ление топлива

АЭС

1

0,04—0,4***

0,1*4(~5)

РХЗ

1

0,1***

~0,4*4(~100)

Обраданж с радиоактивнымн отходами, включая транспортировку и захоро

0,01—0,2

〜0 (〜100)

нение \

Исследайання и разработки

0,5

Всего: ;「

。6—1,0 (-1000)

* Для - персонала в качестве S^£ й^яты годовые дозй S晟 прйведенйые к доле годового производства продукции； соответствующей 1 МВт (эж)-^од.

** В скобках для сравнения приведёиы значения полной дозы Б^.

*** Локальные и региональные дозы.

*4 Глобальная доза.

руемые в течение миллионов лет при очень малых годовых дозах. Однако только по веадчинеЭ^ (или Sc) нельзя делать заключение о решении проблем радиационной безопасности ЯТЦ, в частности при осуществлении того рли иного способа удаления радиоактивных отходов. Для такого заключения необходимо ещё учитывать модность индивидуальных доз Я облучения отдельных лиц из населения. Из опубликованных в специальной литературе данных следует, что:

для предприятий начальной стадии ЯТЦ и для ^町,поступающего в биосферу при переработке облученного топлива,加акс《瓦仃 (方ест ——мощность индивидуальной дозы, получаемой за счет естественных источников);

при осуществлении принципа многобарьерной защиты высокоактивных отходов ЯТЦ, включая их остекловывание, герметизацию и геологическое захоронение, 〃макс составляет несколько процентов Не^.

Следует отметить, что реальное облучение населения в результате такого захоронения отходов может начаться не ранее чем через 105 — 106 лет (время преодоления радионуклидами нескольких барьеров перед их попаданием в биосферу). За такое время все радиоактивные продукты деления и активации распадутся, кроме 1291 и некбТО- рых изотопов трансурановых элементов (см. [22J в гл. 2).

НЕ,мЗв/год

10 1-ПД (НРБ-76)

///////1 I /////// / / // // // // // // // //////////

10。10。//////НУ(СП-АЭС-79)，///////////"/ //////////////////////////НУ(СП-АЭС-79)，///////////"/ //////////////////////////

10。

10。

///

///

НУ(СП-АЭС-79)

，///////////"/ //////////////////////////

НУ(СП-АЭС-79)

，///////////"/ //////////////////////////

но-вwqHHOMnEMUBd.xqtHes.LOB.L。山но-вwqHHOMnEMUBd.xqtHes.LOB.L。山ноф «ЗГХ^ХФ2»Х«ОХХФ.-ОТХФКноф «ЗГХ^ХФ2»Х«ОХХФ.-ОТХФК8Xd8Xd三 qHqqmwdoH)三 qHqqmwdoH)ко-^сохл^кко-^сохл^кBoqoxl-o x-qHmH-Lt-bHOQEB фххфтоаохя^Boqoxl-o x-qHmH-Lt-bHOQEB фххфтоаохя^

но-вwqHHOMnEMUBd.xqtHes.LOB.L。山

но-вwqHHOMnEMUBd.xqtHes.LOB.L。山

ноф «ЗГХ^ХФ2»Х«ОХХФ.-ОТХФК

ноф «ЗГХ^ХФ2»Х«ОХХФ.-ОТХФК

8Xd

8Xd

三 qHqqmwdoH)

三 qHqqmwdoH)

ко-^сохл^к

ко-^сохл^к

Boqoxl-o x-qHmH-Lt-bHOQEB фххфтоаохя^

Boqoxl-o x-qHmH-Lt-bHOQEB фххфтоаохя^

ЯТЦ

Рис. 7.1. Сравнение мощности индивидуальных эффективных доз облучения населения вблизи предприятий ЯТЦ и ТЭС на угле с естественным и техногенно-измененным фонами и допустимыми уровнями облучения (АЭС с реактором типа ВВЭР или Р5МК и ТЭС на угле мощностью 1 ГВт(эл.), РХЗ производительностью 150 т/год; ПНС ——предприятия начальной стадии ЯТЦ: рудник, гидрометаллургический завод, завод по обогащению урана и т. д.; КУ — контрольный уровень) ]. Для некоторых источников радиационного воздействия пунктиром показан разброс величины Я®, обусловленный разбросом исходных данных

Учет этих данных позволяет обосновать вывод о том, что разра* батываемые в настоящее время способы удаления радиоактивных отходов обеспечат требуемый уровень радиационной безопасности.

Использование S： вместо S； в оценке ущерба от радиоактивного загрязнения атмосферы приводит фактически к игнорированию доз облучения населения, получаемых при относительно больших значениях времени: f > 1/s [ам^ формулу (3.6)1. Может показаться, что эта осо-

бенность величины S3 для ЯТЦ приводит к недопустимому противоречию между поколениями: выгоду от экономии средств на строительстве защитных сооружений получает наше поколение, а большая часть ущерба от радиоактивного загрязнения биосферы предприятиями ЯТЦ приходится на последующие. На самом деле такое противоречие отсутствует. Положительная норма дисконтирования s соответствует такому развитию общества, при котором часть материальных благ переводится в фонд накопления, т. е. на постоянное улучшение будущих условий ^кизни. В результате современное поколение передаст следующему поколению более высокий экономический потенциал, чем тот, который оно получило, вступая в жизнь.

В таких условиях появление в некоторый момент времени дополнительных средств, например за счет разумной их экономии при строительстве защитных сооружений на предприятиях ЯТЦ, принесет пользу как современному, так и последующим поколениям (из-за перевода этих средств частично в фонд потребления и частично в фонд накопления), и, наоборот, как современному, так и последующим поколениям будет нанесен ущерб, если из-за неправильной экономической сценки будет допущен перерасход средств на защитные сооружения. В частности, такая ошибка будет совершена, если в основу оценки ущерба положить полную, а не дисконтированную ожидаемую дозу.

Таким образом, будущие поколения в качестве компенсации за некоторое относительно небольшое повышение радиационного фона получают возросшие материальные средства. Часть этих средств они могут потратить на защиту здоровья человека, осуществляя ее путем:

уменьшения техногенной добавки ЛЯТ к фоновому облучению человека (путем строительства зданий из строительных материалов с меньшим содержанием природных радионуклидов, улучшения медицинской диагностической аппаратуры, использование которой сопровождается облучением человека, й др.);

профилактических социальных и медицинских мероприятий по сохранению и улучшению здоровья человека;

улучшения медицинского обслуживания и др.

В настоящее время техногенная добавка к естественному радиационному фону составляет значительную величину (см. §4.4). В принципе можно поставить задачу намного уменьшить А//т. Но ее решение в настоящее время или в ближайшем будущем потребовало бы колоссальных затрат, на которые не может пойти современное общество. Однако эти же затраты в отдаленном будущем, но пересчитанные к настоящему вре- 風ени, уменьшаются во много раз — и тем больше, чем дальше они отодвигаются во времени. Важно отметить, что добавка АЯяэ» обусловленная долгоживущими радионуклидами ядерной энергетики, к современной полной А〃т будет относительно мала на любом планируемом или прогнозируемом уровне развития ядерной энергетики (при применении современной технологии обращения с радиоактивными отхода- ыи, включая остекловывание и глубинное захоронение высокоактив-

ных отходов) (см. [11]). Даже небольшое постепенное уменьшение ДЯТ с избытком компенсирует добавку ДЯда- S

Следовательно, суммарный риск для наших потомков в результате сегодняшней экономии на- неэффективном защитном мероприятии не увеличится, а скорее всего уменьшится.

Применение процедуры дисконтирования обеспечивает более эффективное распределение средств на меры защиты от фактора, действие которого значительно растянуто во времени.

7.5. Прогнозные оценки радиационного воздействия перспективных ЯТЦ На население

Все прогнозные оценки уровня облучения населения в 2000 и 2025 гг.» сделанные в предыдущих главах, основаны на данных о радиоактивных отходах предприятий ЯТЦ с легководными реакторами. Согласно прогнозам, приведенным в гл. 2, до 2000 г. вклад ЯТЦ с реакторами, отличными от легководных, в общее производство энергии будет малым. Однако после 2000 г. ожидается значительное изменение структуры ядерной энергетики, в основном связанное с широким использованием реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Учет этого изменения в прогнозных оценках уровня облучения населения может да некоторой степени повлиять на приведенные оценки.

Как следует из гл. 5, радиационная обстановка вокруг АЭС с перспективными реакторами не должна быть хуже, чем вокруг АЭС с легководными реакторами. Для перспективных реакторов, как и для легководных, может быть обеспечен высокий уровень радиац?юнной безопасности при возможных, авариях (см. гл. 6). Что касается проблемы обеспечения радиационной безопасности ЯТЦ в целом, то перехсд на топливные циклы, отличные от традиционного (с легководным реактором и урановым топливом), приводит к следующим особенностям.

В ЯТЦ с использованием торцевого топлива должны быть повышены требования к обеспечению радиационной безопасности на начальной стадии цикла —— на предприятиях по изготовлению топлива. В частности, эти требования приводят к необходимости специальной защиты и дистанционного управления технологическим процессом его изготовления. Она вызвана высокой у-активностью топлива, обусловленной наличием в нем радионуклидов 212Bi и 208Т1 ——продуктов распада 232 U. Последний образуется в топливе (в течение кампании реактора) из 232Th или 233U в результате (п, 2п) и других реакций и вместе с 233U после регенерации на РХЗ поступает на предприятие начальной стадии цикла [12].

Рециркуляция Ри в ЯТЦ с реакторами БН также обусловливает повышение требований к радиационной безопасности на начальной стадии цикла (см. гл. 9).

Возможное уменьшение времени выдержки отработавшего топлива перед его регенерацией на РХЗ в ЯТЦ с реакторами БН из-за не

обходимости более быстрого возврата Ри в цикл усложнит проблему бе-

зопасной транспортировки отработавшего топлива и потребует умень- .шения выбросов 1311 и шХе.

Могут измениться некоторые прогнозные оценки глобальных

эффектов радиоактивного загрязнения биосферы. Однако эти изменения не будут значительными, так как удельная наработка глобальных радионуклидов (14С, 85Кг и Т) не очень существенно изменяется при переходе от одного типа реактора к другому. Например, в реакторах

типа БН — наиболее важного среди перспективных реакторов —

удельная наработка Т примерно такая же, как и в легководном реакторе, или несколько больше, но не более чем в 1,5 раза. Удельная наработка 85Кг несколько меньше, а 14С согласно оценкам больше, но не более чем в 2―2,5 раза [8].

Удельные выбросы 14 С в ЯТЦ с реактором ВТ ГР примерно на порядок, а Т в ЯТЦ с реактором HWR в 2 раза больше, чем в ЯТЦ с легководнымреакторомИЗ].

Однако в соотшгствий с прогнозами рета мощности ядерной энергетики вжлад атомных станций с реакторами ВТГР и HWR будет мал (не более 10%), тоэтом^у из-за выбрсюов Зшжнвущнх радионуклидов е отходами предприятий соотмтствуюадда ЯТЦ не может сильно

измениться прогнозируеюй уровень глобального радиоактивного за

грязнения.

Транспортировка радиоактивных веществ и методы обращения с радиоактивными отходами ЯТЦ

Современный этап развития ядерной энергетики характеризуется замыканием ЯТЦ. Это означает значительное увеличение объема работ по обращению с радиоактивными материалами, включая их транспортировку между различными стадиями ЯТЦ. Главная особенность замкнутого ЯТЦ — переработка облученного ядерного топлива, хранящегося в настоящее время на АЭС, для выделения из него полезных компонентов ——невыгоревшего урана, образовавшегося плутония, некоторых особо ценных продуктов деления и трансурановых элементов. При этом во все возрастающих количествах будут образовываться отходы высокой удельной активности. Переработка этих отходов, концентрирование, отверждение и герметизация для последующего захоронения — одна из тем этой части книги.

В эту же часть включено обсуждение вопросов транспортировки радиоактивных веществ как на начальной стадии ЯТЦ, так и на заключительных его этапах.

Глава 8&

Радиационная безопасность при транспортировке радиоактивных веществ на различных этапах ЯТЦ

Общая характеристика радиоактивных веществ, перевозимых между различными звеньями ЯТЦ, и принципы обеспечения безопасности таких перевозок

С точки зрения радиационной опасности заключительные этапы замкнутого ЯТЦ отличаются резким возрастанием активности радионуклидов —как суммарной, так и удельной. Достаточно указать, что активность отработавшего топлива, выгружаемого из ядерного реактора АЭС, превышает начальную активность урана в необлученных твэлах в миллионы раз. Переход к замкнутому ЯТЦ вынуждает осуществлять перевозки облученного топлива (с АЭС на РХЗ), которые являются важным, связующим звеном между изготовителями и потребителями ядерного топлива и радиоизотопной продукции.

Таблица 8.1. Количество ежегодных перевозок (автомобильный и железнодорожный транспорт) радиоактивных материалов на различию этапах ЯТЦ в ядерной энергетике США [4]

Год

Установленная мощность АЭС, ГВТ (эл.)

Число транспортных перевозок

Свежее топливо

Отработавшее топливо

Отходы АЭС и РХЗ

Плутоний

1980

85

670

2000

630

20

1990

410

2500

6400

2450

143

2000

850

5400

12 000

5500

438

В СССР число перевозимых упаковок с радиоактивными нуклидами [1—3] увеличилось в 12 раз. В табл. 8.1 приведены данные о перевозках топлива в рамках ЯТЦ (для реакторов LWR, HTGR, LMFBR), запланированных в США до 2000 г. [4].

С ростом количества радиационно-опасных грузов, обусловленным бурным развитием ядерной энергетики и возрастающим использованием радионуклидов, с расширением географии пунктов отправления и назначения все большее внимание уделяется мерам безопасности при транспортировке радиоактивных веществ. В настоящее время в СССР действуют «Правила безопасности при транспортировке радиоактивных веществ (ПБТРВ-73)» [5], которые строго регламентируют перевозку радиоактивных веществ. Они разработаны в соответствии с «Правилами безопасности при перевозке радиоактивных веществ» [6], рекомендуемыми МАГАТЭ. Согласно этим правилам радиационными грузами являются такие, в которых удельная активность перевозимого вещества превышает 0,002 мкКи/г. В данной главе рассмотрены только перевозки радиоактивных веществ, необходимые в процессе производства ядерной энергии.

Выбор площадки АЭС определяется в основном местоположением потребителей энергии, и поэтому происходит рассредоточение таких станций в районах с высокой плотностью населения. Напротив, чтобы уменьшить локальную радиационную опасность РХЗ по переработке облученного топлива и промышленных установок по хранению, переработке и удалению радиоактивных отходов, стремятся располагать эти предприятия в малонаселенных и экологически изолированных районах. Это приводит к территориальной разобщенности предприятий ЯТЦ даже в пределах одной страны. Такая разобщенность еще -больше увеличится, если будет принято решение о строительстве региональных топливных центров, осуществляющих изготовление свежего

Рис. 8.1. Принципиальная схема упаковочного комплекта для перевозки радиоактивных веществ:

/ — радиоактивное вещество; 2 — первичная емкость; 3 — загрузочный стакан; 4 — амортизатор и поглотитель; 5 — герметизирующий сосуд； 6 — защитный вкладыш; 7 — защитный контейнер; 8 — охранная тара; 9 — грузоподъемные элементы

топлива и переработку отработавшего топлива для АЭС, расположенных в разных странах мира.

Потоки радиоактивных веществ между различными звеньями ЯТЦ были охарактеризованы в гл. 2. Перевозки осуществляют железнодо

рожным, автомобильным и морским транспортом. Транспортировка воздушным транспортом, как правило, используется только Для малых количеств радиоактивных веществ, предназначенных для медицинских и исследовательских целей.

Транспортировка радиоактивных материалов в ядерной энергетике создает дополнительный риск радиоактивного загрязнения окружающей среды, и поэтому необходимо принять меры, которые позволили бы свести его к минимальному уровню.

Во многих отношениях безопасность, обеспечиваемая конструкцией транспортного упаковочного комплекта, предпочтительнее безопасности, обеспечиваемой контролем в ходе эксплуатации. Она в меньшей степени зависит、от вмешательства человека, а также от допущенных им ошибок и упущений. Поэтому обеспечение общей безопасности транспортировки радиоактивных веществ строится, насколько это возможно практически, на обеспечении требуемой степени безопасности за счет конструкции транспортного упаковочного комплекта при снижении до минимума требований к эксплуатационному контролю.

Упаковочный комплект, как правило, состоит из следующих элементов (рис. 8.1): защитного контейнера 7, предназначенного для ослабления проникающих ионизирующих излучений; защитного вкладыша 6 ——вспомогательного упаковочного средства для дополнительного ослабления проникающих ионизирующих излучений; загрузочного стакана 3, используемого для удобства загрузки и выгрузки первичной емкости 2 с радиоактивным веществом /; вспомогательного упаковочного средства (амортизатора и поглотителя) 4 ——материала для повышения сохранности первичной емкости и поглощения радиоактивных веществ в случае ее аварийного повреждения; герметизирующего сосуда 5, обеспечивающего герметичность, установленную для нормальных ■и аварийных условий транспортировки радиоактивного груза, и предотвращающего распространение радиоактивных веществ в окружаю-

щей среде; охранной тары 8, предотвращающей непосредственный контакт составных частей упаковочного комплекта с обслуживающим персоналом, транспортными средствами и другими объектами окружающей среды. Кроме того, в комплект могут входить устройства для отвода тепла, сброса избыточного давления и т. п.

На разных этапах ЯТЦ радиоактивные материалы перевозят в различной форме (в виде урановой руды, свежего и отработавшего топлива, жидких и твердых отходов), и на разных этапах они обладают различной активностью. Поэтому риск радиоактивного загрязнения окружающей среды на каждом из этапов ЯТЦ неодинаков и соответственно проблемы обеспечения безопасности транспортировки на каждом из этапов решаются по-разному, т. е. к транспортным средствам на каждом из этапов ЯТЦ предъявляют разные нормативные требования. В соответствии с этим степень надежности упаковочного комплекта из- хгспястся в зависимости от типа перевозок.

Большое внимание для обеспечения безопасности при перевозке радиоактивных грузов уделяется также организационным мероприятиям, т. е. эксплуатационной безопасности. Точное соблюдение установленных условий при отправке, погрузке, перевозке, выгрузке, хранении и выдаче радиоактивных веществ — необходимый элемент в общей системе защиты людей и окружающей среды. Как было отмечено выше, общая безопасность транспортировки радиоактивных веществ регламентируется международными и национальными нормами перевозок [5,6].

Транспортировка радиоактивного сырья

Радиоактивное сырье — это руды U, Th и их концентраты. В состав урановых руд помимо изотопов урана 238U, 235U, 23iU входят радионуклиды, представляющие собой дочерние продукты распада урана (Ро, Ra, Rn), и другие элементы, испускаю!цие ос-, Р-, у-излуче- ния. Кроме того, надо иметь в виду, что из руды постоянно выделяется радиоактивный газ Rn. Однако удельная активность урановых руд невелика. Руда, содержащая п% урана, имеет удельную активность около 0,03/z мкКи/г ]7].

Уран, выделенный из руды и химически очищенный (концентрат природного урана), практически не содержит других элементов уранового ряда и поэтому является источником только ос- и ^-излучений, которые обладают значительно меньшей проникающей способностью, чем у-излучение.

Ториевое сырье в виде наиболее часто встречающегося монацитового концентрата содержит несколько процентов тория, имеет низкую удельную активность, в основном за счет а- и в небольшой степени |3- и у-излучений. Мощность дозы, обусловленная радиоактивным сырьем, невелика и, как правило, не превышает 100 мкЗв в час.

Перевозка урановой руды к горно-металлургическому комплексу, последующая перевозка рудного 口 уранового концентратов, гексаф-

8.4. Транспортировка отработавшего топлива187

._.,._ ■■ -..…■ -—■•- ■*■ ■ — .—— - ~ — — =' ■ - —— -. - - • . —―^ ...

торида урана и окиси урана не представляют какой-лцбо опасности для окружающей среды и населения. Это утверждение справедливо как в условиях нормальной перевозки, так и при возникнотенйи аварийной ситуации.

Бедные урановые руды перевозят в самосвалах и полувагонах, обогащенные руды и концентраты — в металлическйх или деревянных контейнерах. Химические концентраты затаривают в металлические сосуды и перевозят в деревянных контейнерах. Этих транспортных средств вполне достаточно, чтобы предотвратить рассеивание радиоактивного сырья во внешней среде.

Транспортировка ядерного топлива к АЭС

Следующий этап транспортировки радиоактйвных веществ в ЯТЦ —— это перевозка ядерного топлива от завода ——изготовителя топлива к АЭС. Ядерное топливо чаще перевозят в виде твэлов, собранных в блоки, называемые тепловыделяющими сборками (ТВС). Делящиеся вещества являются источниками a-излучения, которое полностью погМмЦа- ется любой тарой. Перевозка уранового топлива к АЭС с легководными реакторами осуществляется в специальном транспортном контейнере, в котором можно разместить несколько десятков ТВС. Полезная масса такого контейнера при его перевозке автомобильным транспрртом составляет обычно около 5 т. Как и на предыдущем этапе ЯТЦ, перевозка необлученного топлива к ^С не у цредставля^т радиационной опасности для персонала,(юу1цествля1р1цего перевозку, населения и окружающей среды. Даже в случае потенциально возможной аварии с разрушением транспортного контейнера физические свойства топлива и его низкая удельная активность* могут вызвать лишь минимальный радиационный эффект без неблагоприятных последствий для населения и окружающей среды.

Положение может изменяться с введением в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах или с вовлеченяем плутониевого топлива в ЯТЦ. В этом случае транспортируемое необлученное топливо будет содержать значительные количества делящегося вещества. Достаточный запас подкритичности в этом случае должен обеспечиваться ограничением массы делящегося вещества в контейнере (до 80% той массы, которая в подобной системе была бы критичной), введением различных поглотителей нейтронов в конструкцию контейнеров, подбора соответствующей геометрии расположения ТВС н т. и. [8,9].

Транспортировка отработавшего топлива

Транспортировка отработавшего топлива от АЭС к РХЗ —— очередной этап перевозки радиоактивных материалов по звеньям ЯТЦ — характеризуется высокой радиационной опасностью. Специфика отрабатав-

零 Удельная активность 238U составляет 0,34 мкКи/г, 23®U —2,2 мкКи/г

0257502575О8О寸 0三О8О寸 0三17,9, 10].Масса совремеппых контейнеров составляет пый груз— 1-- 2,5 т облученного урана, т. с.17,9, 10].Масса совремеппых контейнеров составляет пый груз— 1-- 2,5 т облученного урана, т. с.

02575

02575

О8О寸 0三

О8О寸 0三

17,9, 10].

Масса совремеппых контейнеров составляет пый груз— 1-- 2,5 т облученного урана, т. с.

17,9, 10].

Масса совремеппых контейнеров составляет пый груз— 1-- 2,5 т облученного урана, т. с.

ботавшего топлива, а в табл.

Рис. 8.2. Транспортный контейнер для перевозки облученного топлива:

/ — корпус； 2 - внутренняя облицовка; 3 — ребро; 4 — цапфа

шего топлива как предмета транспортировки заключается в его высокой активности, составляющей миллионы кюри на топну, в значительном остаточном тепловыделении, доходя!цем до десятков киловатт на топну, в наличии делящихся веществ и, наконец, в необходимости предотвращения ггоследст- вий возможных транспортных аварий. В настоящее время перевозка отработавшего топлива производите я в специальных транспортных контейнерах. Па рис. 8.2 8.4 показаны некоторые из современных контейнеров для перевозки отра- 8.2 приведены их характеристики

30- 70 т, а полез- 3 4?о общсй^мас-

Табл н и а 8.2. Характеристики некоторых контейнеров

Название (страна)

Масса; габаритные размеры

Форма

для железнодорожных

90 т; 0 2,3 м,// — 4,4 м78 т; 1,68X1,2 мН 6,1 м80 т; 03 м, /7 — 4,3 м90 т; 0 2,3 м,// — 4,4 м78 т; 1,68X1,2 мН 6,1 м80 т; 03 м, /7 — 4,3 м85 т85 тНО т； 02,1 м,"•••6,1 мНО т； 02,1 м,"•••6,1 мЦилиндр горизонтальныйЦилиндр горизонтальный

90 т; 0 2,3 м,// — 4,4 м

78 т; 1,68X1,2 мН 6,1 м

80 т; 03 м, /7 — 4,3 м

90 т; 0 2,3 м,// — 4,4 м

78 т; 1,68X1,2 мН 6,1 м

80 т; 03 м, /7 — 4,3 м

85 т

85 т

НО т； 02,1 м,"•••6,1 м

НО т； 02,1 м,"•••6,1 м

Цилиндр горизонтальный

Цилиндр горизонтальный

Комтепиер транспортный для ВВЭР-440 (СССР)

Контейнер транспортный для КС-150 (ЧССР)

Контейнер транспортный для АЭС в Райнсберге (ГДР)

Контейнер траисиортный фирмы «Дженерал электрик» (CLIIA)

Контейнер транспортный для ВВЭР-1000 (СССР)

Цилиндр вертикальный

Параллелепипед горизонтальный

Цилиндр вертикальный

Цилиндр горизонталь- пый ступенчатый •

Рис. 8.3. Железнодорожный вагон-контейнер для перевозки облученного ядер- ного топлива АЭС с реакторами ВВЭР-440:

1 ——железнодорожный транспортер; 2 — кузов； 3 ——контейнер； 4 — система отопления

25520

Рис. 8.4. Железнодорожный в агон-контейнер для перевозки облученного ядер- ного топлива АЭС с реакторами ВВЭР-1000

перевозок отработавших ТВ С (см. [9, 57] в гл. 1)

Защита

Количество топлива

Первичное средство передачи тепла

Испытания

400 мм стали

4, 1 т (30 ТВС)

Вода, инертный газ

Расчеты,

оценки

385 мм стали

350 мм стали

2,7 т природного урана (16 ТВС)

3,9 т (30 ТВС)

Хромпик (водный раствор), инертный газ

Азот, вода

Расчеты,

Расчеты,

оценки

оценки

Уран, вода, карбид бора

18 ТВС из кипящего реактора или 7 ТВС из реактора под давлением

Вода

Расчеты

41П мм стали

3 т (6 ТВС)

Вода

Расчеты,

оценки

сы*. Но естественное стремление увеличить полезную массу контейнера наталкивается на трудности решения проблемы теплоотвода и биологической защиты от нейтронов и у-излученйя. В качестве примера можно привести характеристики трансйортного контейнера для ВВЭР-440 (рис. 8・3)・

Он представляет сйбой стальной герметичный ссюуд в фйрме цилиндра с тожцижой стенок 40 см и массой 90 т. Площадь пшерхно- сти этого контейнера составляет 30 м2, что позволяет без применения систем принудительного охлаждаения отвести около 15 кВт тепла. Этй характеристики транспортного контейнера обеспечивают на наружной его поверхности требуемую температуру** и приемлемый уровень излучения только при условии, что полезный груз не превышает 4,1 т отработавшего топлива ВВЭР-440 (т. е. 4,5% общей массы). Благодаря таким конструкционным особенностям современные транспортные контейнеры позволяют в нормальных условиях обеспечить полную безопасность перевозки высокоактивного отработавшего топлива. Расчеты показывают, что при деревозке отработавшего топлива автомобильным или железнодорожным транспортом по территории с плотностью населения 20 чел/км2 кадлектрвная доза облу^^вця на каждые 100 км составляет (2—10)* 10-"4 чо-Зм/(ГВт (эл) *годр что вероятность ракового заболёйанйя для человека, проживающего вблизи пути длиной 100 км, по которому осуществляется перевозка отработавшего топлива, не превышает 5* 10~8 год^1. Доза естественного радиационного фона равна 1 мЗв/год, что приводит к индивидуальному риску ракового заболевания 2-10~5 год-4. Таким образом, в нормальных условиях перевозка отработавшего топлива не представляет сколько-нибудь реальной опасности для населения [11].

Главная опасность связана с возможностью нарушения герметичности транспортного контейнеру в аварийной ситуации, возникновение которой по^нциалыю не и^ключен^ ^при перевозке^отработавшего топлива. Поэтому правила безопасности перевозки радиоактивных веществ, разработанный МАГАТЭ, и принятые на их основе национальные правтаа перевозки предъявляютк конструкции транспортных контейнеров строгие требования, обеспечивающие их безопасность в аварийных условиях [5,6]. Герметичность транспортных контейнеров и их защиты от ионизирующих излучений должны удовлетворять установленным нормам после проведения следующих испытаний: 1) падение с высоты 9 м на стальную плиту; 2) падение с высоты 1 м на сплошной металлический стержень диаметром 15 см; 3) испытание погружением в воду на глубину не менее 15мв течение 8 ч; 4) испытание в пламени с

♦ В настоящее время строятся контейнеры массой до 100 т с полезной массой 6 т урана.

♦♦ В соответствии с правилами МАГАТЭ температура наружной поверхности контейнера не должна превышать 82 ℃ при температуре окружающего воздуха 38 ℃.

/ = 800 ℃ в течение 30 мин без последующего принудительного охлаждения в течение 2 ч.

Как показывают экспериментальные и теоретические исследования, эксплуатируемые транспортные контейнеры для перевозки облученного топлива удовлетворяют вСем перечисленным выше требованиям [9,12].

Согласно теоретическим оценкам [11—13], полученным на основании лзучения* вероятностей различного вида транспортных катастроф и возможных при этом повреждений контейнеров с отработавшим топливом, вероятность значительного выброса радиоактивных веществ из разгерметизированного / во время азарий кбнтеНнера в сдружающую среду составляет для 10° км пути 0,002—0,03, едучая в г од при перевоз - ке автомобильным транспортом, 0,008 — 0,02 железцодорожным и 0,001 морским. Изучение рарпррстране^ия радиоактивного вещества> выброшенного из разгерметизированного контейнера общей массой《5 т, показало, что при самых неблагоприятных условиях территория, на которой доза облучения достигнет смертельного уровня, будет ограничена сравнительно небольшими размерами: 100 м в длину (по направлению движения) и 10 м в ширину.

Таким образом, вероятн8Tb аварийной ситуации при транспорта- ровке отработавшего топлива со значительным выбросом радионуклидов незначительна и последствия такого маловероятного события hq- сят локальный характер . Значительно более опасна для населения тран- спортировка органического топлива, осо^нно н^г^ Так, согласно статистике за 1970 г. утечка нефти в открытое море составила! 1600 т при доставке нефти к ТЭС для производства 1 ГЙт(эл.)-год энергий, из которых 80 т было сброшено в море из-за аварий танкеров, перевозящих нефть. Заметим, что эти аварии вызывают опасность не локальную, а, скорее, региональную..

К настоящему времени удалось разработать надежные транспортные контейнеры для перевозки отработавшего топлива от АЭС с легководными реакторами. Как показали испытания, эти контейнеры сохраняют герметичность даже при имитации различных видов предельно возможных аварий. Однако опыт практической эксплуатации таких контейнеров еще недостаточен для вывода, что проблема безопасной транспортировки отработавшего топлива решена удовлетворительно. Кроме того, надо иметь в виду, что эта проблема может усложниться в ближайшем будущем в связи с ростом числа перевозок ТВС, увеличением их габарита и мощности, увеличением выгорания топлива на АЭС и стремлением к сокращению времени выдержки облученного топлива в хранилищах АЭС. В условиях СССР с его широко развитой сетью железных дорог для транспортировки отработавшего топлива наиболее предпочтительным представляется железнодорожный транспорт, при этом можно будет предусмотреть строительство специальных поездов оборудованных различными средствами локализации последствий возможных аварийных ситуаций. Для повышения безокасности, по- видимому, будет разработан специальный регламент движения таких поездов.

Транспортировка радиоактивных отходов

С транспортировкой радиоактивных отходов приходится сталкиваться на всех этапах ЯТЦ. Их перевозят в твердом или жидаом виде. Газообразные отходы, как правило, для снижения их активности выдерживают на месте. Однако надо иметь в виду, что некоторые жидкие и твердые отходы, например радиевые «хвосты», выделяют радиоактивные газы.

Твердые отхода считают радиоактивными, если [141:

уровни загрязнений поверхностей превышают 500 — а-част./мин или 500 Р-част./мин, определяемых на площади 100 см2;

удельный гамма-эквивалент превышает Ю-7 г-экв Ra на 1 кг отходов; вплотную к поверхности мощность дозы у-излучения более 3 мкЗв/ч.

Жидкие отходы считают радиоактивными, если их удельная активность превышает ПДК для воды.

Перед транспортировкой отходы концентрируют иуплотняют. Жидкие отходы обогащают методом упаривания, осаждеайя или флотации. Загрязнейые изделия из дерева 1Гтбумагй сжигают, стирая золу и очищая дымовйе газы, металлические конструкции прессуют. Для пере- возки отходов испоЛЁзуют специальные автбмобйли, цистерны, вагоны. Некоторые характеристики средств транспортировки радиоактивных отходов приведены в табл. 8.3 [15].

На сегодняшний день транспортировка отходов средней и низкой удельной активности — хорошо отработанные и безопасные операции. Транспортировка отходов высокой удельной активности пока менее отработана: в ряде стран идет разработка опытных контейнеров для них. При конструировании таких контейнеров к их безопасности и регламенту перевозок предъявляют те же критерии, что и при конструировании контейнеров для отработавшего топлива (см. [57] в гл. 1). ‘

Таблица 8.3. Характеристика упаковочных комплектов для перевозки ра диоактивных отходов

Тип перевозимых отходов

Xарактеристика упаковочного комплекта

Высокой удельной активности

Оболочки твэлов

Средней удельной активности

МаркаNTL-10

Число канистр15

Полезная масса, т10,5

Полная масса, т105

Длина, мм5050

Диаметр, мм1220

Способ теплопередачи

Вид транспортировки

ПроектS7V, (GfK)

217

174,9

7035

5000990

13001950

Воздушное охлаждение

Железнодорожный транспорт 一

Г л ава 9

Радиоактивные отходы

Обработка радиоактивных отходов

Одно из важнейших звеньев замкнутого ЯТЦ — переработка и захо ронение радиоактивных отходов. В зависимости от удельной активности последние разделяют на три категории: 1) низкой (менее 1 • 10-5 Ки/л), 2) средней (от 1-10~5 до 1 Ки/л) и 3) высокой (больше 1 Ки/л) удельной активности. Отходы первой категории радиационно-опасны только при попадании внутрь организма человека и поэтому должны быть локализованы таким образом, чтобы в результате миграции по биологическим цепям они не могли попасть в организм человека в опасных количествах. Вторая категория отходов опасна и как источник внешнего облучения, в связи с чем необходима также защита от проникающего излучения этих радионуклидов. Наконец, отходы третьей категории имеют настолько высокую удельную активность, что кроме мощной ра* диационной защиты требуют охлаждения в течение длительного времени. Количества радиоактивных отходов, в том числе облученных TBG, образующихся при производстве 1 ГВт (эл.)-год электроэнергии, приведены в табл. 9.1.

300< 4300< 4Отходы низкой и средней удельной активности присущи в основном начальным звеньям ЯТЦ — от добычи урана до эксплуатации АЭС—и были рассмотрены выше. Отходы высокой удельной активности (ОВУА) образуются на заключительном этапе ЯТЦ — при переработке об~ лученного топлива, выгруженного из ядерных реакторов и доставленного на РХЗ. Чаще всего термином ОВУА обозначают раствор продуктов деления в азотной кислоте, полученный во время первого цикла процесса экстракции Ри и U. В таком растворе содержится около 99,9% всех продуктов деления выгоревших U и Ри, следы частично неэкст- рагированного Ри и почти целиком другие трансурановые элементы

300< 4

300< 4

Отходы

Объем отходов, м* .

ЯТЦ с ЛВР

ЯТЦ с БЦ

Таблица 9.1. Радиоактивные отходы ЯТЦ с реакторами типа ЛВР и БНТ образующиеся при производстве 1 ГВт-год электроэнергий [1]

Хвосты от переработки руд(3—6) • 104

Переработанные и упакованные отходы с удельной активностью:

а) низкой и средней640—700

б) высокой< 4

300—400

Примечание: ЛВР — легководный реактор типа ВВЭР (PWR), РБМК, BWR.

Таблица 9.2. Удельная активность продуктов деления и ТУЭ в выгруженном топливе реакторов на тепловых и быстрых нейтронах

Удельная активность, кКи/т топлива

РадионуклидРадионуклидПериод полураспадаПериод полураспадаРеактор на тейловыхнейтронах*Реактор на тейловыхнейтронах*Реактор на быстрыхнейтронах*♦Реактор на быстрыхнейтронах*♦

Радионуклид

Радионуклид

Период полураспада

Период полураспада

Реактор на тейловыхнейтронах*

Реактор на тейловыхнейтронах*

Реактор на быстрыхнейтронах*♦

Реактор на быстрыхнейтронах*♦

Продукты деления:95Nb »sZr WRu 89Sf 137cs 147Pm •°Cs T Ty敬 "Фа2喇 叫m 如Pu 23»Pn 241Am 243Am 242PUПродукты деления:95Nb »sZr WRu 89Sf 137cs 147Pm •°Cs T Ty敬 "Фа2喇 叫m 如Pu 23»Pn 241Am 243Am 242PUутутутдутиетгодпетодсссгослглг454 10693&38153>-2>гутутутдутиетгодпетодсссгослглг454 10693&38153>-2>г15 лет163 сут88 лет18 лет6,5•103 лет2,4-104 лет433 года7330 лет3,8-10。лет15 лет163 сут88 лет18 лет6,5•103 лет2,4-104 лет433 года7330 лет3,8-10。лет9 7 29494743* 962510078 8 5 4 2 119 7 29494743* 962510078 8 5 4 2 113 - 390837-0 ,7543101 СО 9 9 9 9 9 • 1122000 «43 - 390837-0 ,7543101 СО 9 9 9 9 9 • 1122000 «41280 2660 21001290637 10935343,4 0,960065,511,21,24 0,43 3,531,5750-10-3 13・10一31280 2660 21001290637 10935343,4 0,960065,511,21,24 0,43 3,531,5750-10-3 13・10一3

Продукты деления:

95Nb »sZr WRu 89Sf 137cs 147Pm •°Cs T Ty敬 "Фа

2喇 叫m 如Pu 23»Pn 241Am 243Am 242PU

Продукты деления:

95Nb »sZr WRu 89Sf 137cs 147Pm •°Cs T Ty敬 "Фа

2喇 叫m 如Pu 23»Pn 241Am 243Am 242PU

утутутдутиетгодпетодсссгослглг454 10693&38153>-2>г

утутутдутиетгодпетодсссгослглг454 10693&38153>-2>г

15 лет

163 сут

88 лет

18 лет

6,5•103 лет

2,4-104 лет

433 года

7330 лет

3,8-10。лет

15 лет

163 сут

88 лет

18 лет

6,5•103 лет

2,4-104 лет

433 года

7330 лет

3,8-10。лет

9 7 29494743* 96251007

8 8 5 4 2 11

9 7 29494743* 96251007

8 8 5 4 2 11

3 - 390837-0 ,7543101 СО 9 9 9 9 9 • 1122000 «4

3 - 390837-0 ,7543101 СО 9 9 9 9 9 • 1122000 «4

1280 2660 2100

1290

637 109

353

43,4 0,9

600

65,5

11,2

1,24 0,43 3,53

1,57

50-10-3 13・10一3

1280 2660 2100

1290

637 109

353

43,4 0,9

600

65,5

11,2

1,24 0,43 3,53

1,57

50-10-3 13・10一3

* Легководный реактор мощностью 1 ГВт (эл.), загрузка 90 т обогащенного урана, глубина выгорания 33 ГВт сут/т, удельная мощность 30 МВт/т, выдержка 90 сут.

♦♦ БН мощностью 1 ГВт (эл.), загрузка 50 т (активная зона + блакет: уран+плутоний+ +обедненный уран), средняя глубина выгорания 33 ГВтсут/т, средняя удельная мощность 58 МВт/т, выдержка 30 сут.

(ТУЭ), в основном Np, Am и Cm. Количества накопленных продуктов деления и ТУЭ зависят от типа и мощности реактора, обогащения и глубины выгорания используемого топлива, энергонапряженности активной зоны и других факторов. Данные о начальной активности и радиоизотопном составе продуктов деления и ТУЭ в выгруженном топливе типичных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах представлены в табл. 9.2.

Количество ОВУА существенно зависит также от типа применяемого ядерного топлива (металлическое или окисное), а также используемого радиохимического процесса* Единственным применяемым в настоящее время в мировой практике промышленным методом переработки топлива реакторов на тепловых нейтронах (независимо от его состава и выгорания) является непрерывная противоточная экстракция U и Ри растворами трибутилфосфата в разбавителях (пурекс-процесс). Экстракционные схемы различаются числом циклов экстракционной очистки, коэффициентом очистки урана и плутония на первом и втором экстракционном циклах, способом разделения и операциями м^жцикло-

9.L Обработка радибйКТйййых отходов

вой обработки урановых растворов, наличием узлов окончательной очистки урана (на силикагеле, фосфате титана и т. п.), методами концентрирования и аффинажа Pu.

Экстракционные схемы позволяют обеспечить весьма высокие показатели ⑶： 、

Коэффициент очистки:弋

урана от плутония107

плутония от урана . 10«

урана от продуктов деления:107

на первом цикле ・.,..2-104

на втором цикле ..... 5* 18

плутония от продуктов деления:108

на первом цикле ・2・10f

на втором цикле2・"с貞

при анионном обмене...•.....3

Извлечение урана и плутония, %99,9

Степень регенерации, %:азотной кислоты95

экстрагента 99,7

Наряду с экстракционными разрабатываются и другие неводные (возгонка, пирометаллургические процессы) и водные методы. С помощью одного из водных методов в первом экстракционном цикле регенерации твэлов ВВЭР достигнуто практически полное разделение LF, Ри и Np, а коэффициент очистки U от продуктов деления составил 5-105 — 106 [4]. Хотя эти методы достаточно хорошо изучены, но промышленного применения пока не нашли. *

При использовании наиболее распространенного в настоящее время пурекс-процесса объем ОВУА после концентрирования составляет 400—500 л/т облученного топлива легководных реакторов. Минимадь* ное значение (30—100 л/т) характерно для переработки магноксовых твэлов графито-газовых реакторов, доминирующих в ядерной энергетике Великобритании [5].

По мере распада относительно короткоживущих радионуклидов и уменьшения удельной § — у-активности смеси снижается ее остаточное тепловыделение и возрастает доля долгоживущих осколков среди продуктов деления. Эти зависимости можно проследить по данным табл. 9.3 и рис. 9.1. Видно, что для распада продуктов деления в ОВУА до приемлемого уровня, сравнимого с естественной радиоактивностью урановой руды, необходимо около 600 лет [6]. В основном это обуслов-

Таблица 9.3. Спад остаточного тепловыделения по мере выдержки ОВУА (7]

Продолжительность

Остаточное тепло

Продолжительность

Остаточное тепло

выдержки

выделение, кВт/т U

выдержки

выделение» кВт/т U

90 сут

•20

10 лет

0,9

160 сут

16

50 лет

0,2"

1 год

9,2

100 лет

0,1二f，

Рис. 9.1. Относительная опасность продуктов деления (/) и трансурановых элементов (2) в различное время после зыгрузки отработавшего топлива из реактора. (За индекс опасности принято отношение активности радионуклида к его допустимой концентрации в воде.)

лено наличием особо долгоживущих 90 Sr и 137 Cs, которые доминируют в смеси продуктов деления со временем выдержки более 10 лет. Хотя среди осколков есть и более долгоживущие радионуклиды с периодом полураспада 方厶 ^ 10& и даже 106 лет, однако из-за большого Т1/2 их удельная активность

мала и не превышает значения, присущего ряду минералов в земной коре.

В табл. 9.4 приведены данные по прогнозу накопления радиоактивных отходов ядерной энергетики мира. Они получены в предположении, что будут эксплуатироваться только легководные реакторы.

Количество работ, посвященных изучению радиоактивных отходов, исключительно велико. Только в 70-х годах было проведено более 10 международных конференций, симпозиумов и совещаний, на которых заслушано и подвергнуто тщательному анализу около 1000 докладов и сообщений. Кроме того, техника переработки и дальнейшего концент

рирования радиоактивных отходов детально рассмотрена в ряде книг и обзоров. Итоги этих работ позволяют утверждать, что к настоящему времени нет научных или технических препятствий для радиационнобезопасных переработки, хранения и удаления радиоактивных отходов ЯТЦ.

При разработке способов обращения с радиоактивными отходами

специалисты ведущих ядерных держав мира во всех случаях использовали принципы максимального концентрирования и изоляции вредных веществ от внешней среды, чтобы обеспечить радиационную защиту населения, проживающего в районах размещения предприятий ЯТЦ и являющегося наиболее радиационно-чувствительным элементом биосферы. Техническое воплощение этот принцип находит в концепции многобарьерной защиты, охарактеризованной выше при описании системы радиационной безопасности АЭС (см. гл. 6).

Так, з 60-х годах методом гидроразрыва пласта (глинистого сланца) в Ок-Риджской национальной лаборатории (США) на глубину около 300 м было удалено примерно 2 тыс. м3 отходов средней удельной активности (250 кКи), обусловленной в основном 137cs. В водоносный горизонт подавали смесь отходов, портландцемент и глину, которую нагнетали под давлением 25 МПа/см2 до образования широкого тонкого горизонтального слоя в глинистом сланце, где и происходило отвержде-

Таблица 9.4. Суммарное количество радиоактивных отходов в мире [6]

ОтходыОтходыСуммарныйСуммарная

Отходы

Отходы

объем,активность,

10« м«МКи

Содержащие ТУЭ:

высокой удельной активности (отвержденные)

оболочки твэлов

средней и низкой удельной активности

Несодержащие ТУЭ:

летучие

средней и низкой удельной активности

Рудные

о о

9 о

9 о

1 2

990000Ж

2

50-103 200-103

1,5-103 5,5-Ю3 45 200

оооооо9 0 9 0 9 0

9 0 9 0 9 0121212

4

1

2,4-103

7,9-103

3,5 <105

9,5-105

о41

о 1

3 14 1

ние отходов. После нескольких закачек в один и тот же разрыв пласта примерно 200 м3 отходов отверстия в обсадной трубе заливали и делали в этой же скважине новый разрыв ниже предыдущего [8]. В результате проведения серии экспериментов с последующими наблюдениями установлено, что практически исключен какой-либо контакт отвержденной смеси отходов с грунтовыми водами. Если даже когда-либо это и произойдет, то почти все радионуклиды останутся в месте захоронения. Миграции удаленных продуктов деления препятствуют следующие причины: 1) удержание их смесью; 2) непроницаемость перекрывающей по- породы; 3) ионообменная способность окружающего глинистого слан- ца.

Опыт обращения с жидкими отходами высокой удельной активности

В настоящее время практически ^во всех” развитых ядерных странах признана оптимальной следующая^схема переработки ОВУА:

хранение в жидкой^форме для снижения остаточного тепловыделения до приемлемого;"

отверждение выдержанных жидких ОВУА и временное хранение в контролируемых условиях;)

окончательное захоронение отвержденных отходов в стабильных геологических формациях.

Наряду с этим продолжаются исследования методов извлечения ценных компонентов из ОВУА на стадии их хранения, в особенности долгоживущих радионуклидов. Последние можно с успехом использовать в радиационной дефектоскопии, для лучевой терапии, в качестве

генераторов энергии (тепла и электричества) и для других целей. При таком извлечении не только достигается значительный экономический эффект^ но и существенно снижаются требования к длительности хранения отвержденных ОВУА. По этой же причине изучают возможность ядерной трансмутации («пережога») долгоживущих радионуклидов в более короткоживущие. Расчеты показывают, что при выполнении определенных условий такие процессы физически и технически возможны и могут существенно снизить радиационную опасность ОВУА.

В США переработка облученного топлива началась в 1944 г. в ядер- ном центре Ханфорде (близ г. Ричланд, шт. Вашингтон). В этот период хранение жидких ОВУА в больших емкостях считалось временным решением. Первые емкости были изготовлены из бетона. Вскоре они были модернизированы, идо сих пор для хранения нейтрализованных ОВУА в Ханфорде используют двухслойные баки из углеродистой стали. Этот же метод применяется в Саванна-Ривер (шт. Южная Калифорния)—— другом центре атомной промышленности США. На установке ICPP в третьем центре КАЭ США ——Национальной станции испытания реакторов (близ Айдахо-Фоллз, шт. Айдахо)——ОВУА, растворенные в азотной кислоте, хранятся в баках из нержавеющей стали.

В указанных трех пунктах за 1944—1972 гг. было сооружено 198 баков. В 1944——1955 гг. в 20 баках из углеродистой стали были обнаружены утечки, после чего их содержимое перекачали в резервные емкости. Вследствие быстрого выявления утечки используемыми методами контроля ни в одном из этих случаев не произошло загрязнения грунтовых и наземных вод. За последние 25 лет утечки ОВУА не происходили [19].

Пример устройства временного хранилища, в котором жидкие ОВУА выдерживают с целью снижения их тепловыделения до приемлемого уровня, приведен на рис. 9.2. Утечки ОВУА из баков собираются в поддонах и возвращаются обратно в емкости; воздух очищается на многоступенчатых ^жльтрах со степенью очистки более 104. Хотя такое хранение безопасно для внешней среды, признано целесообразным постепенно перевести жидкие ОВУА в твердые соединения, более компактные, менее подвижные и лучше подверженные контролю.

В Ханфорде с 1965 г. более 200 000 м3 ОВУА, выдержанных до малого тепловыделения, были досуха выпарены в существующих баках-хра- нилищах. Предварительно из ОВУА были радиохимически выделены "Sr и 137 Cs, что позволило сократить необходимый срок изоляции сухого остатка со 100 до 〜5 лет. Sr и Cs в форме жидких ОВУА хранятся в охлаждаемых баках из нержавеющей стали в ожидании переработки, герметизации и удаления. В качестве альтернатив рассматриваются три варианта хранения:

на территории центра в близрасположенном наземном сооружении;

на территории центра в базальтовых полостях, созданных на большой глубине;

на территории федерального депозитария.

Рис. 9.2. Схема типичного бака-хранилища жидких отходов высокой удельной активности: '

/ — сборник конденсата; 2 —— в вентиляционную систему; 3 — к линии воздуха высокого давления; 4 — пробоотборник； 5 — подача пара; 6 ——линия перекачки отходов； 7 — линии подачи отходов; 8 — система охлаждения； 9 — подушка； 10 — контроль протечек; 11 — указатель уровня

Ведутся обширные исследования, которые позволят принять решение в середине 80-х годов [8].

В Саванна-Ривер выдержанные жидкие ОВУА были сконцентрированы до степени, соответствующей прочности баков и производительности их теплообменников. В охлаждаемых ОВУА образовались шлам и частично кристаллизовавшиеся осадки. К 1976 г. более 60% ОВУА находилось в форме малоподвижных осадков и шламов. В качестве альтернатив дальнейшей переработки рассматривается отверждение с последующим хранением в подземных полостях, создаваемых на территории центра, или транспортировка контейнеров с отвержденными ОВУА в федеральный депозитарий [8].

В Айдахо на установке ICPP с 1963 г. ОВУА методом кальцинации превращают в твердые гранулы, которые поступают в емкости из нержавеющей стали в бетонных каньонах близ поверхности земли； Оттуда они могут быть с помощью пневмотранспорта поданы на дальнейшую пере-

работку;. По оценкам хранилища гранул не потеряют герметичности в течение"S00——500 лет [7]. В ближайшие годы будет обоснован выбор дальнейшего захоронения отвержденных отходов.

Требованиями радиационной безопасности, принятыми в США, предусматривается, что в течение пяти лет после переработки облученного топлива, выгруженного из ядерных реакторов, ОВУА должны быть отверждены и затем (не позже чем через 10 лет после переработки) перевезены для захоронения в федеральный депозитарий.

В Советском Союзе ОВУА в настоящее время также хранятся в жидком виде в баках из нержавеющей стали. Ведутся исследования по остекловыванию. В лабораторных условиях выполнены работы на реальных отходах. Создана опытная установка, которая эксплуатируется на модельных смесях более четырех лет. Промышленные установки такого назначения планируется начать эксплуатировать через несколько лет [10].

Среди стран Западной Европы первыми к переработке облученного топлива, выгруженного из ядерных реакторов, приступили Великобритания и Франция. В 1958 г. начали работать РХЗ^в Уиндскейле (Великс^ритания) и Маркуле (Франция). Позднее во Франции был пущен второй завод (мыс Аг), на котором^перерабатывается окисное топливо.

В Великобритании за 25 лет работы предприятий атомной промышленности и ядерной энергетики накоплено около 770 м3 ОВУА. До настоящего времени они хранятся" в^ 10 баках с теплообменниками под непрерывным гидрологическим и радиометрическим контролем. Эту практику признают вполне безопасной, так как в случае обнаружения утечки отходы перекачивают в один из резервных баков, а потерявший герметичность подвергают осмотру и ремонту.

На трех упомянутах европейских РХЗ перерабатывается около 4000 т твэлов (1900 т естественного металлического урана), выгружаемых из графи!о-газовых реакторов суммарной мощностью около 8 ГВт(эл.)[П1.

В США до пуска первого коммерческого РХЗ (Вест-Валли, шт. Нью- Йорк, 1966 г.) было переработано большое количество облученного топлива. РХЗ перерабатывал 600 т облученного урана в год до 1977 г., когда он был остановлен для модернизации и расширения. Небольшие установки эксплуатируются также в ФРГ (40 т/год) и Бельгии (Еврохим, г. Моль, 60 т/год) [12].

Для уменьшения числа типов отходов, образующихся на радиохимических установках и заводах, изучают способы их переработки и смешивания. Прежде всего это относится к твердым остаткам, образующимся при очистке растворов, к поглотителям радиоактивных газов, отработавшим растворам и т. п. Жидкие отходы концентрируют способами выпаривания, «обратного》осмоса, осуждения, фильтрациями Йон- ного обмена. Газообразные отходы очищают в скрубберах и на фильтрах. Что же касается газообразных продуктов деления, то они могут

быть отделены с помощью абсорбции/криогенной очистки и перегонки. Обработанные указанными выше способами жидкие, отходы, которые2в дальнейшем не смешивают с ОВУА, могут сорбироваться в таких материалах, как вермикулит, глина, а затем связываются цементом, битумом или формальдегидными смолами.

Отверждение радиоактивных отходов. Способам^нереработки и отверждения ОВУА, прежде всего путем превращения их в продукты обжига и (или) стеклования, уделяется особое внимание. Подготовлены для демонстрации такие технологические процессы, как кальцинация (выпаривание и высокотемпературный обжиг) в кипящем слое, в том числе с последующим остекловыванием спеченных частиц, кальцинация в струе горячего воздуха или газа, изготовлейие керамич^ких блоков с ОВУА. Продолжается дальнейшая разработка таких технологических процессов, как получение спеченных стеклокерамических частиц, суперкальцинация (получение огнеупорных окислов кристаллической формы), изготовление спеченных частиц в многослойных оболочках и некоторых других систем. Интенсивно изучаются методы выделения долгоживущих Ри и других трансурановых элементов и тем самым снижения срока опасности ОВУА. т

Серьезные трудности в обращении с ОВУА на РХЗ после первого цикла экстрагирования продуктов деления представляет циркониевые оболочки топливных элементов, способные к самовозгоранию^ Р^й- рабатывают различные варианты обращения с йими: 1} преесдвание и временное хранение под водой в ^тоншлх ямах; 2) ра^тлавление циркониевых оболочек в электропечах с добавками железа или меди для получения соответствующих эвтектических смесей, из которых затем должны отливаться слитки, помещаемые в бетонные оболочки.

В странах, занятых ,переработкой облученного топлива (США, СССР, Велик岳ританнн, Франции, Канаде), работы по отверждению ОВУА были начаты более 20 лет тому назад. В результате разработано несколько методов, базирующихся на кальцинации и остекловывании. Хотя полномасштабная проверка методов и техники еде отсутствует, можно утверждать, что к настоящему времени создана технология переработки ОВУА, обеспечивающая непреш>1шение приемлемого риска для нынешнего и будущего поколений.

Впервые жидкие радиоактивные отходы были остеклованы в 1958 г. во Франции. С 1963 г. в Маркуле функционирует полузаводская установка, на которой изготовляют блоки такого стекла массой до 15 кг. Успешный опыт ее эксплуатации позволил в 1969 г. провести экспери-

менты по переработке ОВУА: 200 л отходов были кальцинированы, остеклованы с "разованием 90 кг стекла и загружены в спецконтейнер. К 1973 г. в 12 т стекла были переработаны ОВУА суммарной активностью около 5 МКи, что соответствует 800 т облученного урана из графито-газовых ядерных реакторов. 164 контейнера (в среднем по 60 кг) с остеклованными ОВУА хранятся с соблюдением правил радиационной безопасности в Маркуле в условиях воздушного охлаждения для снятия остаточного тепловыделения [12].

Нараду с разработкой этого квазипериодического процесса в 1963— 1970 гг. были проведены исследования по созданию метода непрерывной кальцинации. П(хле их успешного завершения в Маркуле с 1977 г. приступили к есюружению завода по переработке ОВУА, который будет ежедневно производить около 30 м3 стекла в металлических канистрах 05ОХ100 см. Это соответствует переработке примерно 1000 т облученного топлива от АЭС с гр афитогазовыми ядерными реакторами модностью свыще 4 ГВт (эл.), что позволит начать отверждение ОВУА, выдерживаемых в Маркуле с 1958 г. Предполагается хранить каниетры в подземных бетонных ячейках с воздушным охлаждением. Планируется в середине 80-х годов соорудеть кбшеряюскую установку по от- верисдетию ОВУА, образукяцихся на РХЗ мыса Аг при переработке облученного тсжлива от АЭС с легководными реакторами суммарной модностью 300 ГВт (эл.). Для обеспечения годовой производительности 200 т стекла потр^уется смонтировать две линии, подобные используемым на заводе в Маркуле. Канистры с отвержденными ОВУА будут в течение четырех лет хранить в водном бассейне, затем их 吟 р^рруаят в бетонные ячейки с воздушным охлаждением [131.

В Великобрнтаиии блоки стекла с радиоактивными отходами были впервые получеды на педузаводской установке в 1962 г. В течение последующих четырех лет в хода 72 плавок (в том числе восьми^ОВУА) в 400 кг стекла были превращены отходы от 10 т облученного топлива графито-газовых реакторов. Это стекло около 15 лет безопасно хранится в условиях в^душного охлаждения без признаков разрушения и дисп^)гирования.

Современная английская программа по переработке ОВУА содержит четыре этапа:

С 1975 г. в ядерном центре в Харуэлле эксплуатируется полуза- водская установка по выплавке1 блоков стекла (0 54Х120 см, масссй 5(Х) кг) в тнглях с применением нерадиоактивных имитаторов отходов. Ее годовая производительность эквивалентна отверждению ОВУА qt 400 т облученного топлива легководных^ядерных реакторов мощность^) 13ГВт(эл.).

К средине 80-х годов будет^сооруясена^полузаводская установка стоимостью 3 млн. фунтов стерлингов для отверждения ОВУА атом- 口曲 промышлетности, накопленных в ядерном центре в Уиндскйле в ходе эксплуатации графито-газовых ядерных реакторов.

В 1980 г. осуществлен пуск прототипной демонстрационной установки стоимостью 5 млн. фунтов стерлингов для переработки ОВУА,

но с применением нерадиоактивных имитаторов отходов на первом эта

пе ее эксплуатации.产 、

В 1982—1986 гг. предполагается соорудить промышленный за

вод стоимостью 21 млн. фунтов стерлингов.*

Канистры с отвержденными ОВУА будут содержаться в хранилищах

с водяным или воздушным охлаждением, выбор которого связывают с решением о методе окончательного захоронения [14].

В США в Ханфорде на прототипной установке WSEPP (Waste Solidification Engineering Prototype Plant) в 1966—1970 гг. проведено 33 демонстрационных эксперимента, в ходе которых переработаны и герметизированы в канистрах ОВУА сулшарной активностью 50 МКи. Суточная производительность этой установки эквивалентна переработке 1 т облученного урана, что соответствует эксплуатации легководных ядерных реакторов мощностью 10ГВт(эл.). На Национальной

станции испытания реакторов разработано и опробовано на нерадиоактивных имитаторах оборудование производительностью 5 т U/сут, с 1963 г. отверждено более 9000 м3 жидких отходов методом кальцинаций в кипящем слое, который рекомендован для использования на сооружаемом коммерческом РХЗ [15].

Основное внимание в течение многих лет было уделено стеклам, тех-

нология изготовления которых хорошо отработана. Были изучены ；фос-

фатные композиции, образующиеся при 500 ℃, и боросиликатные стек-

ла (950—105附)，способные вместить до 25% имитато1юв ОВУА [16, 17]. Практически доля последних в стеклах ограничена остаточным тепловыделением; длительное нагревание вблизи области размягчения вызывает так называемое расстекловывание； т. е. повышение пористости и скорости выщелачивания компонентов на несколько порядков. Во Франции предложейы и опробованы шесть вариантов боросиликатных

стекол. В Великобритании главное внимание уделено стеклам для отходов магноксовых реакторов, содержащих относительно большие количества алюминия и магния. В частности, для таких составов установлена обратная линейная зависимость температуры образования стекол и выщелачиваемости в дистиллированйой, речной и морской водах. Типичные скорости выщелачивания, измеренные в условиях высокой мощности дозы 卩——у-излучений в лабораториях Великобритании, Франции и США, составляют 10~5— 10-7 г/(см2-сут). Наименьшее значение, полученное во Франции, соответствует времени утечки

продуктов деления из канистр 0 30 см, потерявших герметичность, до 1 млн. лет. Скорость утечки Ри и Аш в 10——100 раз меньше [16].

Даже при максимальном значении 10-5 г/(см2- сут) потребуется несколько тысяч лет для выщелачивания отвержденных продуктов деления и сотни тысяч лет для Ри. Такой случай должен соответствовать комбинации плохого качества стеклянного блока при его изготовлении и перегрева при его хранении. Разработаны композиции высокой радиационной стойкости ——их выщелачиваемость практически не изменяется вплоть до 3-1018 расп./г, чему соответствует хранение ОВУА с х/3 отходов магноксовых реакторов в течение 105 лет.

Таблица 9.5. Характеристики отвержденных

ХарактеристикаХарактеристикаОтвержденный

Характеристика

Характеристика

КальцинатКальцинат70010100,0007(50—95%)*70010100,0007(50—95%)*Кальцинат в графи-товой матрице

Кальцинат

Кальцинат

700

1010

0,0007(50—95%)*

700

1010

0,0007(50—95%)*

600—1500101030Т50 0,005—0,01 110-4—10—7600—1500101030Т50 0,005—0,01 110-4—10—7Температура, при которой продукт стабилен, ℃ (не более)

600—1500

1010

30Т50 0,005—0,01 110-4—10—7

600—1500

1010

30Т50 0,005—0,01 110-4—10—7

Доза, при которой продукт сохраняет радиационную стойкость, Гр

Увеличение объема, % Теплопроводность, кал/(см• с-℃) Скорость выщелачивания, г/(см2・сут)

* Для 137cs.

Недавно в Харуэлле завершен 10-летний эксперимент по хранению блока стерла массой 40 кг, содержащего продукты деления суммарной активностью 14 кКи. Механические свойства оказались хорошими, скорость выщелачивания при 90℃ не отличалась от характерной для контрольных неактивных образцов. При измерениях в динамических условиях выщелачиваемость составляла от 2-10~6 г/(см2-сут) при 70℃ до 10_5г/(см2-сут) при 40℃. Последней соответствует удаление потоком воды слоя стекла толщиной 1,5 мм за 100 лет [14]. К этому необходимо добавить, что по данным длительных наблюдений в Канаде за блоками остеклованных ОВУА в реальных условиях скорость выщелачивания на два порядка меньше, чем в модельных «горячих» опытах [18].

К контейнерам, вмещающим остеклованные ОВУА, предъявляют требования химической совместимости с отходами и коррозионной стойкости в местах захоронения. Наибольшее распространение получили хромоникелевые сплавы. Для повышения их коррозионной стойкости в воде предполагают использовать лайнеры из титана, меди и свинца (археологические находки свидетельствуют, что последние два металла могут находиться даже в морской воде более 1000 лет).

Наряду с развитием и совершенствованием технологии отверждения, основанной на использовании остекловывания, ведется интенсивный поиск иных материалов, в частности проводятся работы по включению ОВУА в различного типа керамические, металлокерамические (кермет) и стеклометалличеекие композиции [13, 16, 19]. Эти исследования направлены на получение продуктов отверждения, обладающих значительно более высокой, чем у стеклоблоков, теплопроводностью при одновременном увеличении химической, радиационной и механической устойчивости.

Некоторые свойства отвержденных радиоактивных отходов характеризуют данные табл. 9.5. Подробные сведения о процессах отверждения приведены в обзорах [13—16].

продуктов [19]

Продукт

Стекло

Керамика

Кермет

500—900600—1500

10101012

300—1200

1012

20—1000,5—0,05ю-5—ю-720—1000,5—0,05ю-5—ю-720—5020—80

20—100

0,5—0,05ю-5—ю-7

20—100

0,5—0,05ю-5—ю-7

0,002—0,0040,0007—0,05

10-5—10-710-5—10-8

Отверждение ОВУА, перевод их в химически инертную форму и герметизация в металлических канистрах — необходимые ступени переработки отходов заключительного этапа ЯТЦ перед их окончат тельным захоронением.

9・3・ Захоронение радиоактивных отходов *

Отсутствие практически проверенной технологий захоронения долгоживущих радиоактивных отходов ——одно из серьезных препятствий на пути дальнейшего развития ядерной энергетики. Однако отсутствие разработанной технологии отнюдь не означает, что нет подходящих решений. К настоящему времени предложены и изучаются следующие методы удаления радйоактивных отходов: захоронение в континентальных геологических формациях, захоронение на морском дне или под ним, облучение долгоживущих ТУЭ в реакторах («ядерная трансмутация»), выброс отходов с помощью ракет за пределы земной атмосферы.

В программах исследований, принятых в США и ряде стран Западной Европы несколько лет назад, разрабатывается в основном первый из этих методов. Так, в пятилетней программе Евратома по переработке радиоактивных отходов из общей суммы 25 млн. долл, более 50% ВН” делено на изучение метода захоронения в континентальных геологических формациях. В США выделяемые на эти цели средства возросли с 5,1 млн. долл, в 1976 г. до 38 млн. долл, в 1978 г. [20L

Концепция удаления ОВУА в глубокие подземные хранилища базируется на сочетании природных защитных барьеров с искусствен-

ремса.ремса.При подготовке этого параграфа использованы материалы М. М. Фу-

ремса.

ремса.

ными, уменьшающими возможность миграции радионуклидов в биосферу. Из этих барьеров наиболее важны следующие:

一 1) физико-химическая форма самих отходов, обеспечивающая их высокую устойчивость;

материал капсул, характеризуемый высокой коррозиднной стой- ко(?гью й длительным сроком службы;

применение буферных материалов с низкой проницаемостью и высокой сорбционной емкостью для заполнения камер, туннелей и стволов шахт, содержащих канистры с ОВУА;

йадрпроницаемые «самозалечивающиеся» породы с фиксированной водда или породы с низкой проницаемостью и низкикш скоростями движёййя кгрунтовых вод;

болйпое время переноса грунтовых вод до ближайшего потребителя;

заделка мигрирующих радионуклидов в разломах пород с помощью иойЬобменных и других необратимых процессов;

сорбЦия радионуклидов в вышележащих горизонтах и в почвах. 丿

Максимальная глубина хранилища регулируется соотношением ли- тостатического давления и общего сопротивления вмедакмцей порода. Сопротивление и теплопроводность последней должны быть достаточно высокими, чтобы обеспечить целостность хранилища и рассеять тепло, выделяющееся при радиоактивном распаде ОВУА.

Особое внимание обращают на то, чтобы в районе хранилища отсутствовали месторождения руд, нефти, газа или других ценных ископаемых и, такнМ образом, был минимальным риск будущего разрушения под действием природных сил или вследствие вторжения человека при его хозяйственной или иной деятельности.

Про^денрде исследования показали, что многие геологические формации могут быть и^ийльзрвада для надежного захоронения^режде всего — это казенная соль, глинистые (осадочные) и скальные прроды：. Из даследивд «наибольшее внимание уделяется вулканическим^ метаморфическим и таким осадочным породам, как известняк и ангщфид (безводный гипс). j

Глинистые породы. Проблемы, связанные с захоронением радиоактивных отходов в глинистых формациях, прорабатывают в Бельгии, Италии и США. В Бельгии исследуется возможность захоронения отходов в глинистом пласте толщиной 100 м на глубине 160；~260 м, распо- ^жженном под Центром ядерных исследований в Моле. На юге Италии ведутся проработки по захоронению отходов в районе ядерного исследовательского центра Йспра. Проведен эксперимент (на глубине 8 м) до изучению нагрева глины теплом, выделяемым отходами. Готовится эксперимент пр захоронению отходов на глубине 25 м [6] .

Франция, Япония, Великобритания и США образовали рабочую группу для изучения возможности захоронения радиоактивных отх45- 力©в в глинистых пластах, расположенных глубоко под дном океана. Недавно к работе этой группы присоединились ученые Канады.

Скальные породы. Наиболее активно проработки вариантов захоронения отходов в скальных породах ведут специалисты Великобритании, Канады, Швеции и США. Некоторые другие страны (Финляндия, Испания, Швейцария) проводят работы по теоретической оценке возможности использования скальных формаций для захоронения отходов отечественных АЭС. Швеция совместно с США разрабатывает проект за- хоронения радиоактивных отходов в гранитной формации на глубине 300~400 м. Для доступа к ней предлагается использовать старую шах- ту в Стрипе, в которой ран^ добывалась железная руда»

Преимущества скальных пород заключаются в их прочности, га^ рантирующей целостность проделанных стволов, штреков, штолен ж т. п., и в возможности при необходимости обратного извл^гения захороненных отходов. К недостаткам этих формаций по сравненшо с соляными и глинистыми следует отнести их неспоссйность к «самазатягиват нию» образовавшихся тредин.

По современным представлениям рекомендуемое хранилище должно^ располагаться в гранитных породах или в гнейсах. Эти твердае народы:, обычно закристаллизованы на значительной глубине в земной коре при повышенных, температуре и давлении и относятся к широкому клацсу кристаллических силикатных пород.

Граниты и гнейсы—наиболее распространенные типы пород в 1Сккжг ломегровом слое континеетальной земной коры — встретаются ца по^ верхности в виде плоског^ий, горных хр^к>в^ региональных жвщя- шенностей, а также являю^ся: подложкой более молодых осадочных порода, : 〜 一 二

Они обладают высокой механической прочностью, хорошей структурной и химической стабильностью. За последние десятилетия накоп- лен значительный опыт по подземному хранению нефти и иных продуктов, а также размещению других установок в таких породах. Нет принципиальных трудностей при проектировании, строительстве и эксплуатации подземных сооружений в граните и гнейсах. Для таких хранилищ, однако, особо важными являются гидрогеологические аспекты, поскольку наличие разломов может привести к вымыванию захороненных радионуклидов. ,

Миграция и рассеяние радионуклидов в горных породах в： знади- тельной степени определяются геохимическими условиями. Длядбодм- шинства элементов, содержащихся в отходах, вмещающая гордая^цо{»>- да будет действовать как геохимический барьер. Таким образом^ дав радионуклиды вступят в реакцию с минералами или грунтовыми видами и распадутся до попадания в биосферу. 「к j

Проекты захоронения отходов в скальных породах особенно ннтенг сивно разрабатываются в Великобритании. В 1976 г. Институт геадо? Еических наук, сформулировал основные критерии для выбора：геолот ческих： формаций: отсутствие потоков подземных вод в районе мо1|иаь± ника, глубина захоронения — не менее 300 м (под ледниковыми отложениями), температура стенок могильника —— не более ]Д)℃ 耳 t978 г； должны были начаться натурные исследования, включай, 1：дубМйВ<^ б^-#

рение ・ В итоге анализа возможного нагрева пород за счет тепла захороненных отходов установлено, что мощность теплового излучения ОВУА при захоронении не должна превышать 1 кВт.

В Корнуолле проводят полевые работы по изучению диффузии, теплопроводности и механических свойств скальных пород. Разработан эскизный проект могильника в скальных породах на глубине 500 м (рис, 9.3). Для поддержания требуемой температуры стволы удалены друг от друга на 20 м. Планом работ предусмотрено сооружение опытного демонстрационного могильника для остеклованных ОВУА к 1992 г., а начало функционирования основного могильника —— в 2000 г. [6].

При захоронении в скальных породах необходимо знать следующие параметры района подземного могильника: механические и тепловые напряжения, уровни излучения, давление (исходя из того, что на глубине 1 км оно равно 300МПа/см2), pH подземных вод, концентрацию ионов в них. В Великобритании разработана одномерная модель, которая дает возм(ж*есть оценить выход радионуклидов из ОВУА, захороненных в скальных породах. Для расчетов введены так называемые равновесные1 коэффициенты сорбции: для Ри — lb4; Cs— 103, Ra — 500; Np, Sr, семейства I и Tc— 100. Рассчитанные максимальные дозы, которые могут получить люди при попадании наиболее опасных радионуклидов в питьевую воду, не превышают 0,1—0,01 установленного среднегодового допустимого значения. Максимальная коллективная доза при выщелачивании ОВУА и попадании наиболее опасных нуклидов в питьевую воду в худшем случае не превысит 102 чел-Зв [21].

В Швеции разработан проект централизованного могильника в скальных породах, рассчитанного на 3000 т отработавшего топлива еобъемом полости 180x21x25 м. Для обеспечения ядерной безопас- ноети в ней дсмжнабыть сооружено несколько бассейнов. Намечено три участка строитедьства на берегу Балтийского моря. Окончательный выбор места предаолагается провести в течение 80-х годов и завершить строительство к 1990 г. Принято решение, что при регенерации топлива на заводах других стран Западной Европы ОВУА должны возвращаться обратно в страну-поставщик. Соответственно Швеция, заключив контракт с французской фирмой КОГЕМА на регенерацию своего отработавшего топлива, создает проект захоронения ОВУА, которые будут ей возвращены Францией в остеклованном виде (в хромоникелевых стальных цил ин др ических контейнерах диаметром 400 и длиной 1500 мм). В каждом цилиндре будут содержаться ОВУА от регенера- аии 1 т отработавшего топлива, что соответствует содержанию 9% продуктов деления в боросиликатной стекломассе. Если будет регенерировано все топливо, отработавшее в 13 шведских реакторах в течение 30 яету то для образовавшихся ОВУА потребуется 9000 цилиндров. По возвращении в Швецию они будут выдержаны в могильнике промежу-

Рис. 9.3. Проект могильника для захоронения отходов высокой удельной активности в гранитных формациях (Велико^)йтания):

/ — пункт приема канистр； 2 — учаеток подготовки канистр к загрузке; 3 — покрывающие породы; 4 — вертикальные шахты; 5 — горизонтальные штольни； 6 ——участок вывоза грунта при расширении могильника

точного хранения не менее 30 лет до окончательного захоронения. За этот срок количество тепла, выделяемого контейнерами, уменьшится вдвое.

Окончательное захоронение ОВУА планируется осуществить только после 2020 г. в скальных породах на глубине 500 м. Для обеспечения должной коррозионной стойкости п]редлагается герметизировать цилиндры в свинцовых контейнерах с толщиной стенок 100 мм и наружной титановой оболочкой толщиной 6 мм. Это предотвратит радиолиз подземных вод и гарантирует безопасное захоронение на срок не менее 500 ——1000 лет. Предварительные исследования показывают, что на глубине 500 м в гранитных и гнейсовых пластах возраст воды порядка 10 000 лет, скорость ее движения 0,1—0,2 л/(ма-год), величина pH = 7,2-т-8,3. С помощью буферных материалов (например, кварцевого песка й бентонита) pH можно довести до 8—9. Кроме того, при применении бентонита Дополнительно снижается скорость “виженн兄 воды 0ол绥 нем в 200 раз. Для сооружения подземного могилвника на 9000 т^тйнеров потребуется примерно 1 км2 площади 恥 поверхности земли для подсобных помещений и развертывания строительных работ [6].

Оценка возможной опасности, связанной с выходом в подземные воды таких нуклидов, как 237Np, 233U, 226 Ra и "Тс, за 20 тыс. лет их хранения в скальном могильнике, показала, что если в районе могильника будет пробурена глубинная скважина и люди будут пользоваться этой водой для питья, то дополнительная доза, полученная ими, составит около 0,13 мЗв в год. Это существенно ниже дозового предела, установленного для населения (5 мЗв в год) [21].

Соляные породы. Одна из форм существования соляных формаций—— осадочная с ненарушенными слоями, образовавшаяся в результате природного испарения морской воды из доисторических океанов. Этот тип отложений, сибычно называемый слоистой солью, простирается на значительные расстояния в горизонтальных направлениях и имеет малые толщины. Соляные купола, наоборот, отличаются большими толщинами при относительно малых горизонтальных размерах.

Для захоронения ОВУА пригодны как осадочные слоистые месторождения соли, так и соляные купола. Важные характеристики соли, делающие ее особо привлекательной для захоронения ОВУА,——относительно высокая распространенность, достаточная теплопроводность, гидронепроницаемость и практическое отсутствие воды, пластичность н отсутствие тредин. В соляных пластах сравнительно легко сооружать требуемые полости, туннели и стволы; соляные пласты, как правило, подвергались незначительным изменениям за последние 100 млн. лет. Выбор пригодных мест, однако, ограничен из-за частого наличия близрасположенных месторождений нефти и газа.

I Возможность захоронения радиоактивных отходов в соляных породах изучается в некоторых странах уже более 20 лет. Дальше всех в этих проработках продвинулись США и ФРГ.

В США в ходе выполнения проекта Salt Vault в Ок-Риджской национальной лаборатории проведены широкие исследования воздействия высокой температуры и ионизирующих излучений отходов на соляные порода. Управление изоляции отходов этой лаборатории ведет поиски подходящих районов для захоронения отходов в различных геологических формаций, в том числе и в соляных. Проводятся фундаментальные исследования с привлечением данных гидрогеологии, климатологии, сейсмологии и геохимии. Частные проработки направлены на исследование взаимодействия отходов и горных пород, на поиски технологии строительства подземных могильников и хранилшц, на изучение аспектов обеспечения безопасности.

В настоящее время в США ведутся подготовительные работы для сооружения опытной установки для изоляции отходов WIPP (Waste Isolation Pilot Plant). Разрабатываются две ее концепции: захоронение отраставшего ядерного топлива в соляных пластах и размещение ОВУА в соляных полостях. Эта установка должна быть сооружена в штате НьЮ-Мексико примерно в 40 км всюточнее Карлсбада. Первоначально плайируется захоронение только отходов атомной промыш* ленности, а затем WIPP должен стать прототипным федеральным могильником с двумя уровнями для захоронения отходов ЯТЦ (рис. 9.4)>

Рис4 9.4. Схема могильника для отходов высокой удельной активности в пласте соли (США)

Верхний (на глубине 〜700 м) предназначен для захоронения трансурановых отходов, нижний (на глубине 〜800 м) будет испоЛЬзоваться для захоронения ОВУА с применением дистанционного оборудования. Первоначальный объем могильника составит 26 000 м3. Количество породы, которое предстоит вынуть при строительстве, достигает 1,5 Мт.

С превращением WIPP в прототипный могильник ежегодный объем принимаемых отходов составит 34 000 м3 так называемых «контактируе- мых》отходов и 7000 м3 ОВУА («дистанционных»). При такой скорости скопившиеся запасы отходов будут уменьшаться на 28 000 м3 в год. Заполнение могильника рассчитано ца 25 лет [61. Окончательный выбор места строительства WIPP предполагалось провести еще в 1978 г., однако этому до настоящего времени препятствует мощное антиатом- ное движение в США. Первые экспериментальные работы по захоронению ОВУА планируются на 1986 г. Заключен контракт на строительство WIPP, стоимость которого оценена в 330 млн. долл.

В ФРГ после анализа и оценки более 200 соляных пластов, расположенных в различных!районах страны, решено захоронение ОВУА производить в районе Горлебена в Нижней Саксонии (в 5 км от границы с ГДР)* Здесь планируется создать целый комплекс ——ядерный при-

емоперерабатывающий центр NEZ (Nukleares Entsordnungs Zentrum), в состав которого должны входить бассейны для хранения отработавших ТВС вместимостью 3000 т, завод по регенерации отработавшего топлива пурекс-процессом производительностью 1400 т/год, завод по изготовлению двуокиси урана, завод по изготовлению уран-плутониевого окисного топлива, завод по перерабодке ОВУА, могильник для захоронения радиоактивных отходов, вспомогательные службы. Основное преимущество такого центра ——исключение внешней транспортировки ОВУА (кроме подвоза отработавших ТВС).

При разработке проектов могильника такого центра широко используется опыт, полученный при хранении отходов низкой и средней удельной активности в бывших соляных копях Ассе. Это опытное захоронение функционирует с апреля 1967 г. С начала работы до октября 1977 г. там было захоронено 90 600 контейнеров с отходами низкой удельной активности. Вначале контейнеры (200-литровые барабаны) размещали вертикально (по четыре барабана, поставленных друг на друга), затем в горизонтальном положении, а потом стали сбрасывать навалом и засыпать слоем соли. Последний вариант был признан оптимальным. Барабайы имеют бетонную защиту (между внутренней и внешней обечайками) толщиной 20 см. При активности отходов в барабане 25 Ки это обеспечивает на поверхности контейнера мощность дозы не более 200 мР/ч.

При захоронении отходов средней удельной активности (несколько сот кюри на барабан) применяют контейнеры с усиленной защитой. За указанный выше период захоронено 1300 таких контейнеров. Благодаря тщательно разработанной организации захоронения дозы облучения персонала, обслуживающего могильник, были ниже предела чувствительности используемых дозиметров.

В конце 1977 г. могильник в копях Ассе (рис. 9.5) был расширен для захоронения. 100 000 отработавших шарообразных твэлов с карбидным топливо4, выгруженных из высокотемпературного газоохлаж- даемого реактора AVR. Для этой цели в соляном пласте сооружено четыре вертикальных ствола, в каждый из которых будет спущено по 25 контейнеров с 1000 твэлами (по своим размерам каждый твэл примерно равен теннисному мячу). Работы по захоронению начнутся только в случае положительного судебного решения, необходимого из-за возникших протестов некоторых групп населения ФРГ.

В Ассе также ведется строительство прототипной полости для захоронения отходов средней удельной активности. В отличие от предыдущих захоронений, для которых были использованы старые проходки бывших соляных копей, этот могильник будет сооружен заново в соляном монолите. Полость объемом 10 000 м3 в форме сфероида с максимальным диаметром 24 м р^йестится на глубине 960 M. С поверхностью она будет соединена ствйтй而 диаметром" 1,5 м. В наземном цехе, сооружённом над шахтой, многоячеистый транспортер по одному загрузит каждый барабан в защищенную транспортную тележку, которая доставит его к стволу и автоматичёскиг перегрузит в незащищенную

Рис. 9.5. Схема хранилища для отходов средней удельной активности в соляных копях Ассе: “

/—штольня на глубине 490 м; 2 — грузовой транспортер; 3 ——система вентиляции; 4 — пульт управления; 5 ——защитный контейнер； 6 ——помещение загрузки； 7 ——телевизионная камера; 8 — барабан с металлическими обручами; 9 — хранилище； 10 — защитная стенка; И — окно со свинцовым стеклом; 12 — штрек на глубине 511 м

клеть. Клеть опустится до отметки 960 м, где барабан автоматически будет сброшен вниз. Полость оборудуется двумя независимыми вентиляционными стволами. Ожидалось, что прототипную полость начнут заполнять летом 1979 г., однако этому помешали протесты общественности.

В Ассе ведется также проработка проектов захоронения ОВУА, которые должны быть отверждены одним из трех методов — остекловыванием, получением стеклокерамики или остеклованных включений в металлические матрицы.

По контракту, заключенному странами Евратома, в ФРГ ведутся работы в следующих направлениях, связанных с захоронением ОВУА;

изучение на моделях и проведение натурных испытаний по рассеянию тепла в геологических формациях, механике скальных пород и проблемам коррозии;

совершенствование программ для расчетов в области механики скальных пород и оценок воздействия тепла ОВУА на соляные полости;

проектирование и разработка спецификации хранилищ и могильников;

строительство могильника в бывших шахтах;

проектирование и изготовление необходимого оборудования, включая транспортные контейнеры, подземный специальный грузовик, оборудование для стволов шахты, устройства для извлечения захороненных контейнеров, контрольно-измерительную аппаратуру.

Первые пункты этого плана обусловлены тем, что при размещении блоков отвержденных ОВУА в колодцах хранилища экономически выгодно обеспечивать их максимальную плотность. Однако, вследствие значительного остаточного тепловыделения в самой зоне захоронения и за ее пределами образуется мощное тепловое поле, вызывающее межи внутрикристаллические изменения горных пород, которые в свою очередь могут отрицательно сказаться на устойчивости такого могильника. Методы расчета температурного поля для определения допустимой плотности размещения захораниваемых отходов описаны в [22, 23].

Ежегодный объем отходов, подлежащих переработке и захоронению в перерабатывающем центре ФРГ, должен составить:

20 000 барабанов вместимостью 200 и 400 л с отходами низкой удельной активности без защиты;

000 барабанов вместимостью 200 л с отходами средней удельной активности с бетонной защитой;

1600 контеййеров с остеклованными ОВУА;

4000 м3 воды, содержащей тритий;

000 баллонов вместимостью 50 л, наполненных криптоном.

В это количество включены не только отходы, образующиеся при регенерации отработавшего ядерного топлива, но и отходы АЭС и ядерных лабораторий ФРГ, а также оборудование, загрязненное радиоактивными веществами;

Согласно плану строительства ядерного центра в Горлебене в 1978 г. началось глубинное бурение, в 1981 г. получена лицензия на строительство бассейнов, которые будут закончены в 1985」1986 гг. Полностью весь комплекс может быть сдан в эксплуатацию в 1994 г.

По данным МАГАТЭ переработка и захоронение ОВУА, образующихся на РХЗ производительностью 1500 т/год при регенерации выгоревшего топлива легководных реакторов, потребуют капитальных затрат 700 млн. долл., а ежегодные эксплуатационные расходы составят 24,5 млн. долл. Для сравнения приведем данные о стоимости самого РХЗ для регенерации отработавшего топлива: капитальное строительство ——около 1 млрд, долл., ежегодные эксплуатационные расходы —— 40 млн. долл. Расходы на обращение с отходами могут быть существенно сокращены, если захоронение в геологические формации производить на территории РХЗ. В этом случае стоимость переработки и захоронения всех отходов составит около 50% стоимости РХЗ. Группа экспертов

Евратома считает, ^что7расходы на транспортировку и захоронение отходов не превысят 30% стоимости регенерации отработавшего топлива, если в^ последнюю включена стоимость отвержения ОВУА.

Стоимость 1 кВт*ч электроэнергии, вырабатываемой АЭС, имеет следующую структуру: капитальное строительство АЭС 〜50—60%; эксплуатация АЭС (включая ремонт и перегрузки) 〜15—20%, топлив- шй цикл (добыча и обогащение урана, изготовление твэлов, регенерация топлива и обращение с отходами) 〜 25—30%. Таким образом, затраты на изготовление окисного уран-плутониевого топлива и обработку отходов составляют 5~6%, а на транспортировку и захоронение отходов — 1—2% стоимости 1 кВт-ч электроэнергии, вырабатываемой АЭС [21].

9・4・ Другие методы захоронения

Различные варианты захоронения ОВУА под морским дном начали изу* чать в США в 1975 г. Основное внимание было сосредоточено на север- щях районах Тихого океана (позднее к этим проработкам подключились Великобритания, Франция, Япония и Канада). Несмотря на ряд технологических преимуществ, этот вариант чреват серьезными опасностями из-за тектонической нестабильности многих районов дна океана и из-за выноса биологического материала на поверхность, оказавшегося чрезвычайно высоким. Подходящими райсшами для таюго захоронения считают глубоководные впадины* отдаленные от континентальных подъемов. _

Захоронение ОВУА под дном океана связано с решением таких проблем, как разработка специальных контейнеров и методов их транс- портировки, спуска и размещения в могильнике с учетом химических и физических свойств осадочных и лежащих под ними скальных пород на дне океана.

Привлекательным выглядит вариант установки контейнеров с ОВУА непосредственно на дно океана. Если в этих условиях контейнеры сохранят герметичность в течение 300 лет, то возможный послё- дующий выход долгоживущих радионуклидов не превысит естественную удельную активность ^^Ra в морской воде [15J. Программой работ в Великобритании предусмотрены как соответствующие расчеты, так и серии экспериментов по сорбированию долгоживущих радионуклидов «кадочными породами, а также определение оптимальных глубин скважин в различных пластах дна океана. I

Специалистами Национального управления по радиационной безопасности (NRPB) Великобритании проведена серия работ по определению скорости выщелачивания радионуклидов из остеклованных ОВУА в морской воде. На основе этих данных в прогнозных расчетах принято, что при температуре 4℃ эта скорость равна 10-6 г/(см2- сут), хотя ряд последних исследований показывает, что скорость выщелачивания на порядок меньше. Оценена возможность выхода радионуклидов в мор・ скую воду из остеклованных ОВУА, помещенных в контейнеры двух

Рис. 9.6・ Проект «сухого» хранилища отработавшего ядерного топлива:

/ — гамма-нейтронная защита; 2 ——канистра с отработавшим топливом; 5 — герметизированная оболочка; 4 — бетонный фундамент

типов — из нержавеющей стали и изготовленных из свинца, меди или титана. Последние должны обеспечить герметичность в течение 750— 1000 лет. Расчеты для ОВУА, которые накопятся в Великобритании к 2000 г. цри суммарной энерговыработке АЭС 333 ГВт-год> при условии, что контфнеры с остеклованными отходами установлены непосредственно на дно океана, показали, что максимальная скорость выхода продуктов выщелачивания не превышает 40—60 мкг/год [141.

В 60-х годах была предложена и рассмотрена еще одна альтернатива—захоронение отвержденных ОВУА в вечных льдах Антарктики или Гренландии. По представлениям того времени на глубинах более 1 км в таких льдах практически нет водного обмена. Ввиду малого потребного объема (для всех отходов ядерной энергетики мира к началу XXI в.— не более 0,04 км3) контейнеры% долгоживущими радионуклидами могли бы храниться здесь необходимое время. Приемлемой представлялась идея постепенного опускания контейнеров в нижние слои ледника под влиянием остаточного тепловыделения ОВУА, Однако в начале 70-х годов необходимым условием такого захоронения было признано обеспечение теплового баланса, при котором приращение температуры за счет ОВУА не превышало бы допустимого. По расчетам для 痴fo оказалось необходимым рассредоточить контейнеры с отходами на тер*

гритории, достигающей 25% площади современных ледников [24]. Еще одним серьезным препятствием такой альтернативе лослужило открытие оазисов в антарктических льдах. В настоящее время действует Международная конвенция об охране Антарктиды, запрещающая удаление радиоактивных отходов на этот континент.

В последние годы в связи с решением администрации США приостановить переработку выгоревшего топлива исследуется возможность создания наземного хранилища для облученных ТВС SURFF (Spent Unprocessed Reactor Fuel Facility). Изучаются варианты размещения таких ТВС в водных бассейнах, бетонных ячейках с воздушным охлаждением и индивидуальных защитных контейнерах (рис. 9.6). Предполагается, что, как и федеральный могильник в соляных шахтах, установка SURFF получит лицензию Комиссии по ядерному регулированию США к 1985 г. 1 「

Концепции ядерной трансмутации и удаления отходов в космосе рассмотрены в § 9.6.

Оценка риска обращения с радиоактивными отходами

В последние годы в ведущих ядерных державах, накопивших большой опыт переработки облученного ядерного топлива, завершен ряд научно- исследовательских работ по оценкам риска обращения с радиоактивными отходами ЯТЦ.

Так, в 1978 г. Национальное управление по радиационной безопасности Великобритании опубликовало обобщаюаде^ данные о дозах об* лучения населения этой страны за счет естественных и техногенных источников. По многолетним наблюдениям индивидуальная доза в Великобритании составляет 1,1 мЗв в год за счет естественного радиационного фона и 0,5 мЗв в год в результате медицинского облучения (67,6 и 30,7% суммарной дозы соответственно). Вклады профессионального облучения на предприятиях УАЭ Великобритании и операций по обращению с радиоактивными отходами составляют всего соответственно 0,45 и 0,15%. Примерно таковы же эти вклады в ожидаемую эквивалентную дозу — 0,4 и 0,2% соответственно [25].

В мае 1977 г. в США было опубликовано фундаментальное исследование альтернатив переработки долгоживущих ОВУА завода Саванна- Ривер. Особый интерес представляют оценки коллективных доз при различных вариантах переработки и захоронения отходов атомной промышленности США. По данным этой работы наибольшее значение 6,2 х X102 чел-Зв получено для закачки непереработанных ОВУА в глубинные геологические формации близ мест их временного хранения. Значение 14 чел-Зв характерно для современной технологии хранения жидких ОВУА в двухслойных металлических баках с охлаждением. При хранении отходов в тех же баках, но в отвержденном виде коллективная доза оказалась равной 2 чел-Зв [26]. Для сравнения укажем, что ко- лективная доза облучения населения США за счет естественного радиационного фона составляет 3-105 чел-3₽ з год.

Таблица 9.6. Ожидаемые коллективные дозы облучения за счет ядерной энергетики в 1975—2000 гг. [27]

Коллективная доза, 10 чел-Зв

Без регенерации топлива

С использованием регенерированного и

С использованием регеаерирован- ного U+Pu

Рассматриваемвй контингент

4,10,844,94 0,215，154,10,844,94 0,215，154,01,9w^4,01,9w^США:

4,1

0,84

4,94 0,21

5，15

4,1

0,84

4,94 0,21

5，15

4,01,9w^

4,01,9w^

профессиональные работники

ограниченные группы населения

все население

Другие страны

Всего в мире

Естественное облучение: населения США650

населения всего мира10000

Особого упоминания заслуживает сравнение ожидаемых коллективных доз облучения за счет ядерной энергетики США в 1975~^ХЮ гг. при трех вариантах ее развития (табл. 9.6), бурно обсуждаемых после решения администрации США отложить на неопределенный период замыкание ЯТЦ легководных реакторов. Эти результаты были доложены сотрудниками Комиссии по ядерному регулированию США на заседании Зальцбургской конференции МАГАТЭ по ядерной энергетике и ее ЯТЦ [27]. Из данных табл. 9.6 следует парадоксальное заключение —с точки зрения возможных вредных эффектов облучения* все три сценария развития ядерной энергетики США не имеют какого-либо преимущества: дополнительное число случаев смерти от рака оценено равным соответственно 660, 800 и 770 случаев в год, генетических повреждений——1300, 1600 и 1500 случаев в год. Эти возможные вредные последствия дополнительного облучения (и тем более их различия) не обнаружимы на фоне вариаций спонтанной смертности от рака для населения США, равной 90 000 случаев/год.

В заключение данного параграфа укажем, что по данным экспертов МАГАТЭ, выполнивших международную оценку ядерного топливного цикла (МОЯТЦ), полные коллективные дозы за счет радиоактивных ртходов семи различных ЯТЦ во всех проанализированных случаях не превысят 8-102 чел-Зв. Как уже было отмечено, такое облучение составляет всего лишь доли процента дозы за счет естественного радиационного фона. Таким образом, операции по захоронению в соляном хранилище ОВУА от ЯТЦ с легководными реакторами отличаются очень низкой степенью риска: они могут вызвать не более 0,01 смертельного слу-

чая и 0,5 случая с потерей работоспособности на 1 ГВт (эл.)-год [28]. Эти данные служат убедительным доказательством практической безвредности применяемых и разрабатываемых схем обработки, хранения и удаления радиоактивных отходов для всех ЯТЦ, которые человечество будет применять в обозримом будущем.

9；6・ Экологические проблемы обращения с плутонием и другими трансурановыми элементами

Наличие ТУЭ в радиоактивных отходах резко осложняет проблему их радиационно-б^опасного захоронения. Как было отмечено выше, по истечении 500——600 лет после выгрузки из реактора содержание продуктов деления даже в составе ОВУА снижается до уровня, сравнимого с естественной радиоактивностью ряда минералов в земной коре. Радиационная опасностьдаких отходов обусловлена в основном реакторным Ри и другими ТУЭ. Большие^периоды полураспада и етень высокая радиотоксичность последних требуют надежной изоляции ОВУА на сроки порядка 104 лет и более (рис. 9.7). В соответствии с градацией ^периодов полураспада основную радиационную опасность отходов определяют последовательно изотопы Cm, Ат и, наконец. Ри. При современной технологии переработки облученного топлива Ст и Ат целиком остаются в отходах, примесь Ри обусловлена неполным экстрагированием и составляет около 0,5 % накопленного его количества. Трудность выделения Аш и Ст из жидких ОВУА обусловлена сложностью состава этих отходов, содержащих, в частности, значительное количество продуктов коррозии и других твердых частиц, а также практически полным отсутствием реагентов, способных обеспечить разделение трехвалентных катионов ТУЭ и лантаноидов совместно с У.

При эксплуатации современной АЭС, оснащенной легководным реактором на тепловых нейтронах со слабообогащенным U, наработка 1 ГВт- год электрической энергии сопровождается накоплением не менее 300 кг ТУЭ, в основном изотопов Ри. При переходе к замкнутому ЯТЦ с использованием регенерированного U и Ри и уран-плутониевой загрузкой реактора на тепловых нейтронах содержание ТУЭ в облученном топливе возрастает более чем в 4 раза. При эксплуатации реактора на быстрых нейтронах той же мощности ежегодные потоки Ри увеличиваются в 〜8 раз. Кроме того, для легководного реактора с уран-плу- тониевым циклом характерна гораздо большая наработка ТУЭ, чем для быстрого и легководного реактора на тепловых нейтронах с урановым топливом (табл. 9.7).

Являясь долгоживущим а-излучателем, Ри подобно другим ТУЭ практически безопасен как источник внешнего облучения: пробег а-частиц 239ри в ткани не превышает 40 мкм, и они полностью поглоща-

10 710 711q л。о н OB и онв н а кфрх:。о-хноq л。о н OB и онв н а кфрх:。о-хноВремя распада^летВремя распада^летопасность раз- (по заглатыва- высокой удель-опасность раз- (по заглатыва- высокой удель-Рис. 9.7. Относительная личных радионуклидов нию) в составе отходов ной активности

10 7

10 7

1

1

q л。о н OB и онв н а кфрх:。о-хно

q л。о н OB и онв н а кфрх:。о-хно

Время распада^лет

Время распада^лет

опасность раз- (по заглатыва- высокой удель-

опасность раз- (по заглатыва- высокой удель-

ются поверхностным слоем отмерших клеток эпителия. В случае вдыхания растворимых соединений Ри отлагается в костных тканях, в меньших количествах в печени и других органах и тканях^человека. Длительное а-облучение клеток.

контактирующих с участками локализации Ри, способно вызвать их злокачественное перерождение (при дозах облучения около 10 Зв) и возникновение опухолей. В случае вдыхания нерастворимых соединений Ри возможно возникновение рака легких со скрытым периодом его развития 15——45 лет [31]. Для св& дения к минимуму таких отдаленных последствий в рекомендациях МРКЗ и в отечественных нормах радиационной безопасности установ

лены весьма малые значения предельно допустимого содержания (ПДС) 239ри в костях и легких человека: 20 и 16 нКи соответственно для персонала и в 10 раз меньшие значения для отдельных лиц из населения [32]. Столь жесткие требования послужили основанием для многочисленных заявлений противников развития ядерной энергетики об исключительной опасности Ри и невозможности успешного решения проблемы экологической изоляции ОВУА с ТУЭ. Объективное рассмотрение количественной информации и накопленного опыта обращения с Ри свидетельствует, однако, о неправомерности таких категорически негативных заключений.

В табл. 9.8 сопоставлена радиационная опасность Ри и других биологически значимых радионуклидов. Видно, что в единицах активности ПДС 239PM в 5 раз меньше, чем226 Ra. Практически более важное значение имеют4ПДС в единицах массы, приведенные в последнем столбце таблицы. По этому параметру 239ри находится между 226艮@ и 137Cs. Для реакторного Ри, содержащего изотопы большой удельной активности, массовая ПДС примерно в 5 раз меньше, чем для 239Ри, но все же почти в 5 раз больше, чем для 90Sr. Среди других ТУЭ важное значение имеют долгоживущие радионуклиды с временами жизни более 600 лет, в частности 243Am с Т% = 7380 лет, который по массовой ПДС близок к реакторному Ри.

В предположении, что вся энергия в США производится на АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах и что для вероятности аварийных ситуаций справедливы данные известного доклада Расмуссена [33], получен вывод, что выброс Ри в окружающую среду может достичь 40 г в год. В терминах риска это соответствует 10~9 год**1,

что значительно меньше полного риска смерти от всех других веор- ятных причин (10-4「од-1) [34]. К этом следует добавить, что во время

Таблица 9.7. Ежегодное производство ТУЭ в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах мощностью 1 ГВт (эл.) при глубине выгорания 33 ГВт сут/т [30]

Нуклид

7*i / 2 • лет

Реактор на тепловых нейтройах

Реактор на быстрых нейтронах

Топливо U

Топливо U + Pu

КГ

кКи

КГ

кКи

■ кг

кКи

238pu

88

5,9

101

42,7

650

1,4

22,5

239Рц

2,4.103

143,7

8,82

369

20,3

1475

85,1

240pu

6,5・10з

59

13

276

54,4

517

107

24ipU

15

27,8

2810

185

l,7-10<

49,4

4670

242pu

3,8-105

9,6

0,04

120

0,42

15,6

0,06

Суммарное ко-246123 (а) 992725 (a)2058 215 (а)

личество2810 (6) IJ-l^CP) 4670(0)

9 9 7 ,6 33 ‘ +1 о о9 9 7 ,6 33 ‘ +1 о о5 7 20 0 94 о 15 7 20 0 94 о 19 99 93,1нэ о^ 113,1нэ о^ 117 87 8J 2 5J 2 510 J1110 J1110 610 62 ;00 11 005 0 42 ;00 11 005 0 42 183 0 4к"2 183 0 4к"3 2 03 5 84 1973 2 03 5 84 19724TAm242mAm243 Am24TAm242mAm243 Am

9 9 7 ,6 3

3 ‘ +

1 о о

9 9 7 ,6 3

3 ‘ +

1 о о

5 7 2

0 0 9

4 о 1

5 7 2

0 0 9

4 о 1

9 9

9 9

3,1нэ о^ 11

3,1нэ о^ 11

7 8

7 8

J 2 5

J 2 5

10 J11

10 J11

10 6

10 6

2 ;

00 11 00

5 0 4

2 ;

00 11 00

5 0 4

2 18

3 0 4к"

2 18

3 0 4к"

3 2 0

3 5 8

4 19

7

3 2 0

3 5 8

4 19

7

24TAm

242mAm

243 Am

24TAm

242mAm

243 Am

3,81 5,0 (а)77,765,8 (а)6,04 14,3 (а)3,81 5,0 (а)77,765,8 (а)6,04 14,3 (а)Суммарное количествоСуммарное количество

3,81 5,0 (а)77,765,8 (а)6,04 14,3 (а)

3,81 5,0 (а)77,765,8 (а)6,04 14,3 (а)

Суммарное количество

Суммарное количество

6 937 2 >о3 ,о 1лм i •6 937 2 >о3 ,о 1лм i •6 7 411 о 2 о1- Аи 116 7 411 о 2 о1- Аи 11ОО о оОО о оQ 3 о4 9 3,7, 6 13 0Q 3 о4 9 3,7, 6 13 0242cm0,450,134401,92243cm290,0020,090,02244cm180,9173,846,2245cm85000,060,0095,22242cm0,450,134401,92243cm290,0020,090,02244cm180,9173,846,2245cm85000,060,0095,22

6 93

7 2 >о

3 ,о 1лм i •

6 93

7 2 >о

3 ,о 1лм i •

6 7 4

11 о 2 о

1- Аи 11

6 7 4

11 о 2 о

1- Аи 11

ОО о о

ОО о о

Q 3 о

4 9 3,7, 6 13 0

Q 3 о

4 9 3,7, 6 13 0

242cm

0,45

0,13

440

1,92

243cm

29

0,002

0,09

0,02

244cm

18

0,91

73,8

46,2

245cm

8500

0,06

0,009

5,22

242cm

0,45

0,13

440

1,92

243cm

29

0,002

0,09

0,02

244cm

18

0,91

73,8

46,2

245cm

8500

0,06

0,009

5,22

Суммарное количествоСуммарное количество1,1514(a)53,21-104 (a)0,24 387 (a)

Суммарное количество

Суммарное количество

испытаний образцов ядерного оружия, проведенных до 1975 г., в земной атмосфере было рассеяно около 5900 кг Ри [35], однако отрицательного воздействия этих выпадений на человека не выявлено.

Наиболее убедительное доказательство возможности обеспечения радиационной безопасности при использовании Ри — результаты контроля персонала радиационно-химических «лабораторий цехов и заводов как косвенным методом радиометрии выделений, так и прямым методом спектрометрии излучений человека. Так, дважды в год работников УАЭ Великобритании обследуют методом радиометрии с чувствительностью 0,02——0,05 пКи для суточной пробы выделений, чему соответствует 1/50 предела годового поступления. Для спектрометрии излучений человека минимально детектируемая активность в легких составля-

Таблица 9.8. Удельная активность (Л) и предельно допустимое содержание (ПДС) радионуклидов в органах тела человека (по рекомендациям МКРЗ [32] для персонала)

Нуклид

4 Ки/г

Орган тела человека

ПДС

мкКи

МКГ

ет около 4 пКи реакторного Ри. До настоящего времени среди нескольких тысяч контролируемых работников плутониевой промышленности Великобритании выявлено всего 20 случаев незначительных превышений ПДС (в основном среди лиц, приступивших к работе до 1965 г.). Многолетние медицинские наблюдения свидетельствуют об отсутствии вредных последствий такой инкорпорированной активности, обнаруживаемых на ограниченных контингентах [36]. Из представ- леннь!Х данных следует, что, несмотря на высокую токсичность Ри, можно обеспечить радиационную безопасность даже при переработке его больших количеств. Опыт таких работ свидетельствует также, что современная технология позволяет достаточно надежно изолировать Ри от окружающей среды на всех этапах ЯТЦ.

夕夕5 1 • 13 0 7 > > ,• 0 0055 1 • 13 0 7 > > ,• 0 0050020020,10,330,260,060,050,091,8-10-40,10,330,260,060,050,091,8-10-46 666 1 о о о о о о о о о о о о6 666 1 о о о о о о о о о о о оЗНIO4Все тело137cs87To же90Sr142Кости131J1,2-105Щитовиднаяжелеза226Ra]Кости239pu0,06»ЛегкиеРеакторный Pu0,03КостиЛегкие243Am0,18»244cm87»ЗНIO4Все тело137cs87To же90Sr142Кости131J1,2-105Щитовиднаяжелеза226Ra]Кости239pu0,06»ЛегкиеРеакторный Pu0,03КостиЛегкие243Am0,18»244cm87»Если бы радиоактивные отходы не содержали ТУЭ, то задача их удаления решалась бы достаточно просто. В этом случае можно разбавить продукты деления, содержащие небольшую часть плутониевых отходов, в 104 раз, что вполне технически достижимо, и удалить их в стабильные геологические формации. При таком разбавлении достигается концентрация порядка 10-8 Ки/г, что примерно соответствует содержанию Ra в некоторых земных породах. Однако присутствие Ат и Ст требует увеличить разбавление примерно в 100 раз, что практически недостижимо. Поэтому как возможная альтернатива обращения с ОВУА предлагается предварительно выделять из них Ат и Ст прежде всего с целью утилизации. Многие ТУЭ могут быть использованы для научных целей, в медицине и промышленности, в частности для создания радиоизотопных термоэлектрических генераторов и источников высокотемпературного тепла и ионизирующих излучений. Наибольший интерес в этом отношении представляют 241 Ат, 242Ст

夕

夕

5 1 • 13 0 7 > > ,• 0 005

5 1 • 13 0 7 > > ,• 0 005

002

002

0,1

0,33

0,26

0,06

0,05

0,09

1,8-10-4

0,1

0,33

0,26

0,06

0,05

0,09

1,8-10-4

6 666 1 о о о о о о о о о о о о

6 666 1 о о о о о о о о о о о о

ЗН

IO4

Все тело

137cs

87

To же

90Sr

142

Кости

131J

1,2-105

Щитовидная

железа

226Ra

]

Кости

239pu

0,06

»

Легкие

Реакторный Pu

0,03

Кости

Легкие

243Am

0,18

»

244cm

87

»

ЗН

IO4

Все тело

137cs

87

To же

90Sr

142

Кости

131J

1,2-105

Щитовидная

железа

226Ra

]

Кости

239pu

0,06

»

Легкие

Реакторный Pu

0,03

Кости

Легкие

243Am

0,18

»

244cm

87

»

Рис. 9.8. Влияние нейтронного облучения на относительную опасность смеси трансурановых элементов:

/ — продукты деления; 2 — ТУЭ без облучения： 3 — ТУЭ с облучением

"《Ст и 252cm [37,38]. Однако перспективы практически полного выделения ТУЭ из ОВУА пока еще недостаточно ясны.

Среди других альтернатив основное внимание специалистов привлекает ядерная трансмутация, или «пережог», a-активных нуклидов обычных или специализированных реакторах. Этот метод снижения потенциальной опасности ТУЭ для

биосферы состоит в ядер ном превра

щении их в относительно короткоживущие продукты деления. В большинстве исследований, выполненных к середине 70-х годов, рассмот^- но внутриреакторное облучение ТУЭ. Показано, что основными факто рами, влияющими на эффективность процесса трансмутации, являются отношение сечений деления и захвата нейтронов адрами конкретной смеси ТУЭ, продолжительность облучения, плотность потока и энергетический спектр нейтронов. В связи с последними факторами предпочтительнее разрушение актиноидов в реакторах на быстрых нейтронах типа LMFBR: поглощецие теплового нейтрона, как правило (кроме 249рц и 241 ри), влечет за собой появление нового ядра ТУЭ; в реакторе на быстрых нейтронах это происходит лишь в 25% случаев. Кроме того, в них будут получены потоки нейтронов плотностью до 1016 нейтр./(см2- с), что на два порядка больше, чем в типичных современных реакторах на тепловых нейтронах.

Для «пережигания» ТУЭ особо перспективны термоядерные реакторы. Это обусловлено тем, что в них на образование одного нейтрона в реакции D — Т затрачивается 18 МэВ, тогда как при каждом акте деления на 200 МэВ образуется всего 2,3 нейтрона. Таким образом, по энергетическим затратам нейтроны в реакторе синтеза в 5 раз «доступнее», чем в реакторе деления. В [39] показано, что целесообразно создать гибридный реактор, специально предназначенный для переработки Ат, выделенного из отходов РХЗ производительностью 1500 т/год (няпомним, что после распада долгоживущих продуктов 241 Аш в течение нескольких тысячелетий является главным источником радиационной опасности а-активных отходов). Предполагается, что Ат в смеси с Li будет загружен в бланкет в форме стержней, окруженных графитовым замедлителем. При тепловой нагрузке на первую стенку 10 МВт/м2 активность смзн Ад! и Li уменьшится на 90% за 500 сут. На рис. 9.8

показано влияние такого облучения на индекс токсичности Ат: за период 102——104 лет после выгрузки из бланкета гибридного реактора токсичность упомянутой смеси ТУЭ будет снижена более чем на порядок (после 104 лет рост токсичности обусловлен накоплением дочернего ^Ra).

Интересно отметить, что особо значительный выигрыш может быть достигнут при использовании термоядерного реактора для облучения долгоживущих продуктов деления. Так, в [40] установлено, что при размещении 1291 в бериллиевом бланкете его активность за 6 мес может быть снижена на четыре порядка.

Расчеты показывают, что рециркуляция ТУЭ в виде гомогенной смеси с ядерным топливом может обеспечить пережигание всей массы актиноидов, которую нарабатывает ядерная энергетика, базирующаяся на легководных реакторах PWR. Для этого необходимо лишь повысить обогащение урана с 3,2 до 3,4 % [41].

Помимо трудностей радиохимического извлечения ТУЭ из ОВУА осуществление такой рециркуляции будет значительно осложнено высоким выходом нейтронов как спонтанного деления ТУЭ, так и продуктов реакций (а,九).При пережоге в реакторе на быстрых нейтронах этот фактор радиационной опасности достигнет значения 7-1010 нейтр./(с-т), в реакторе на тепловых нейтронах — от 1013 до 1014 нейтр./(с-т «тяжелого металла») и 109 нейтр./(с-т отработавшего топлива) в PWR с уран-плутониевым циклом [42]. Для защиты персонала придется довести массу транспортных контейнеров с четырьмя ТВС до 90 т, а на заводе — изготовителе твэлов из такого регенерата необходимо будет увеличивать толщину лимонитового бетона на 40—120 см.

Один из перспективных способов удаления долгоживущих радиоактивных отходов, в частности ТУЭ (с остаточной примесью продуктов деления),——их вывод за пределы земной атмосферы. В первой половине 70-х годов НАСА США провела всесторонние оценки этого способа. Краткая сводка соответствующей аэрокосмической информации дана в статье [43],*оценка риска — в обзоре [44]. ♦

В связи с высокой стоимостью таких операций признано целесооб^ разным рассматривать только удаление ТУЭ. Для сохранности контейнера даже при его аварийном падении на Землю предполагается, что отходы предварительно будут спекать в высокотермостойкую композицию. Оптимальным признан такой ее состав: 384 кг ТУЭ, 134 кг продуктов деления, 1655 кг вещества матрицы (алюминий с примесями гидрида лития и бора для замедления и поглощения нейтронов). Для соблюдения норм радиационной безопасности при транспортировке, загрузке и запуске контейнер с такой композицией будет дополнительно окружен защитой от у-излучения (вольфрам) и нейтронов (гидрид ли-

Рис. 9.9. Контейнер с трансурановыми отходами для удаления в космос:

/ — нержавеющая сталь; 2 ——гидрид лития; 3 ——вольфрамовая защита; 4 — матрица с ТУЭ； 5 — частицы окислов ТУЭ; 6 — полость для накопления гелия; 7 — вольфрамовая капсула для высокотемпературной стабильности; 8 — покрытие из окиси алюминия; 9 — матрица из смеси алюминия и гидрида лития; 10 — частицы бора

ия). Сохранность при аварийном возврате в атмосферу должны обеспечить массивная стальная оболочка диаметром 1,5 м и еще большая термостойкая защита от абляции (рис. 9.9), что доводит массу контейнера до 3270 кг [45].

Относительно высокая * надежность современной космической техники* и детальная проработка различных защитных мер привели к обоснов анному выводу, что при возможных аварийных ситуациях риск, выраженный величиной коллективной дозы, достаточно мал. Как видно из да иных табл. 9.9, коллективная доза, которая может быть получена населением, варьирует от 21 до 100 чел-Зв.

С уче том необходимой частоты запусков и относительной вероятности авар ий перечисленных типов найдено, что ежегодная коллективная доза за счет удаления ТУЭ в космос составит около 30 чел-Зв [44]. Для ср а внения укажем, что для населения США за счет работы ядерной промыш ленности к 2000 г. коллективная доза достигнет 6-102 чел-Зв в год (чему соответствует всего 10 дополнительных случаев смерти от рака). Коллективная доза за счет естественного радиационного фона в США составляет около 3,0-10 чел-Зв в год [48].

Помимо уже отмечавшейся трудности выделения ТУЭ другое серьезное препятствие развитию этого способа состоит в исключительно вы-

Таблица 9.9. Результаты оценок радиационных последствий аварий при удалении отходов в космос [44]

Вид аварии

Вероятность на один запуск

Коллективная доза, чел-Зв

Падение с высокой скоростью при за

2,510-9

1,0»102

пуске

Сгорание в атмосфере (отходы реак

9,4.10-7

14

тора на быстрых нейтронах) Разрушение Нрн взрыве

7,5：10-7

1,0

Сгорание в aiM0c；

9,4" (Гб .

0,94

Столкйрвение с горной вершиной

2,5-10-5

0,42

Падение ла почву :

1,3-10-4

0,21

сокой стоиь^ети введения груза за пределы земной атмосферы ——более 1 тыс. дол л/кг. Даже при р азр аботкё космического летательного ап・ парата ^ноххжратнога использования 4КЛАМИ) (рис. 9.10) она понизится не более чем в 2 раза [44]. Интересно отметить, что по оценкам, сделанным в [431, стоимость такого споссйа удаления отходов с ТУЭ не превысит 5% стоимост» 1 кВт-ч электроэнергии, вырабатываемой АЭС. По тем же данным практически осуществление этого метода начнется не ранее 90-х годов.

В последнее время все большую поддержку находит концепция захоронения ОВУА с ТУЭ в стабильных геологических формациях. Согласно данным новейших работ, выполненных рядом специалистов [49,50], солевые формации обладают высокой геологической стабильностью, обеспечивая изоляцию отходов с ТУЭ в течение 105 лет и более. Возможные факторы разрушительного действия (тектонические движения, грунтовые воды ит. д.) не должны привести к проникновению больших количеств радйонуклидов на поверхность с предполагаемых глубин захоронения 6(Х) м).

Убедительным доказательством весьма низкой подвижности Ри в земных породах послужило исследование остатков естественного ядер- ного реактора, работавшего примерно 1700 млн. лет назад в урановом месторождении близ местечка Окло (Габон, Южная Африка). Тщательный и всесторонний анализ этого натурного эксперимента, поставленного природой, показал, что как продукты деления, так и ТУЭ, в частности Ри, оказались практически зафиксированными в тех местах, где они были образованы. Не произошло никакого распространения продуктов распада от деятельности реактора, работавшего в течение примерно 100 тыс. лет [51, 52]. При этом следует принять во внимание, что такие продукты от работы естественного ядерного реактора поступали в толщу Земли без какого-либо изменения их физико-химических свойств, тогда как радиоактивные отходы ядер ной энергетики специально превращают в химически инертную форму, герметизируют несколькими защитными слоями и лишь после этого удаляют в экологически изолированные хранилища.

Рис. 9.10. С^сёма запуска космического летательного аппарата многократного использования (КЛАМИ) для удаления отходов с ТУЭ в космос:： /г # ：,

/ — контейнер с отходами; 2 — стартовая позиция; 3 ——отделение; 4 ——возврат на* Землю; 5 ——контейнер с отходами； 6 ——удаление в космос； 7 ——сбрасываемый контейнер с топливом; 8 ——стартовые двигатели; 9 ——КЛАМИ с загрузкой отходами; 10 ——наземный стар?

Весьма важно также, что Ри относительно слабо мигрирует из почвы в растительность. Показано, что в верхних слоях почвы Ри веде! себя аналогично РЬ и Ро и в'незначительной степени извлекается растениями. По опубликованным данным коэффициент перехода Ри из почвы в растения составляет от 1-10~6 до 3・ 10~2 [53].

Приведенные в данном параграфе материалы свидетельствуют о том, что может быть обеспечена надежная изоляция радиоактивных отхо дов с ТУЭ в течение сотен тысяч лет. Согласно оценкам (с учетом сов、 ременных воззрений на токсичность и характер воздействия ТУЭ) после 1000 лет хранения отходов высокой удельной активности потенциальный риск их проникновения в биосферу оказывается значитель^ но ниже приемлемого уровня.

Нерадиационные виды воздействия предприятий ядерного топливного цикла на окружающую среду

С первых лет развития ядерной энергетики главное внимание в защите окружающей среды уделялось обеспечению радиационной безопасности предприятий ЯТЦ. Начиная с 70-х годов, когда многие вопросы радиационной безопасности были решены, серьезное внимание стало уделяться защите окружающей среды от нерадиационных факторов воздействия ЯТЦ. К ним относятся использование природных ресурсов (земли, воды, разного рода материалов); влияние сбросного тепла и химических отходов предприятия на биосферу. В силу своей специфичности и большой важности проблема теплового воздействия рассмотрена отдельно в главе 10. Глава 11 посвящена остальным факторам нерадиационного воздействия. Там же проведено сравнение ЯТЦ и угольного топливного цикла по степени воздействия нерадиационных факторов на окружающую среду.

Глава 10

Воздействие тепловых сбросов АЭС

ЮЛ. Количественные характеристики тепловых сбросов предприятий ЯТЦ. Сравнение тепловых сбросов АЭС и ТЭС

Тепловые сбросы в окружающую среду присущи всем стадиям ЯТЦ. Данные о тепловой мощности источников энергии, используемых на этих стадиях, представлены в табл. 10.1. Из этих данных видно, что тепловое воздействие на окружающую среду имеет место главным образом при работе АЭС; по сравнению с ним тепловые сбросы от других предприятий пренебрежимо малы. КПД современных АЭС на легководных реакторах составляет около 33%, т. е. мощность тепловых сбросов АЭС достигает 2 ГВт на каждый 1 ГВт электрической мощности.

Тепловое воздействие на окружающую среду оказывают также и традиционные тепловые электростанции (ТЭС), работающие на органическом топливе (угле, нефти, природном газе). Однако существуют два фактора, которые обусловливают различие тепловых сбросов ТЭС

Таблица 10. Г. Тепловая мощность источников энергии, необходимых на различных стадиях для производства электроэнергии на АЭС с легководным реак* тором мощностью 1 ГВт (эл.) [1] 产

'Стадия ЯТЦ

Мощность источника, ГВт (тепл.)

Стадия ЯТЦ

Мощность источника, ГВт (тепл.)

Добыча урановой руды

Переработка руды и получение U3O8

Преобразование U3O8 в газообразный UF6

3,2-Ю-з 1,2.10-2

1,4，10-3

Обогащение до 4%-но・ го содержания 235U

Изготовление топлива

АЭС мощностью 1 ГВт (эл.)

9,7・10-2

4,5-10-4 3,0

и АЭС. Один из них носит временный характер. Дело в том, что КПД современных ТЭС выше, чем АЭС, и составляет около 40%. В силу этого при одинаковой электрической модности АЭС сбрасывает в окружающую среду в п раз большие количества тепла, чем ТЭС. Здесь п определяется соотношением

Ктзс 1—0,01КАЭСп =,

Казс 1—ООКтзс

где Ктэс и Каэс ——коэффициенты полезного действия (КПД) ТЭС и АЭС соответственно. Из этого соотношения находим, что п = =1,3 при Ктэс = 40% и Каэс = 33%, т. е. мощность тепловых сбросов ТЭС составляет 1,5 ГВт на 1 ГВт электрической мощности и в 1,3 раза меньше мощности тепловых сбросов* АЭС. Однако при переходе к эксплуатации АЭС с реакторами-размножителями и высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами, также имеющими КПД около 40%, ликвидируется это преимущество традиционной энергетики на органическом топливе.

Другой фактор, определяющий различие тепловых сбросов АЭС и ТЭС, носит постоянный характер. Он связан с принципиальным различием процессов получения энергии на АЭС и ТЭС. Тепловой сброс на АЭС в окружающую среду происходит только через ее конденсационную систему, охлаждаемую водой. В отличие от АЭС при тепловом сбросе TSC часть сбросного тепла (15% полной тепловой мощности станции) поступает через дымовую трубу станции непосредственно в атмосферу вместе с газообразными продуктами сгорания органического топлива [2]. Легко показать, что при одинаковой электрической мощности ТЭС и АЗС количество тепла, сбрасываемого в окружающую среду через конденсационные системы станций, для АЭС в N раз больше, чем для ТЭС, где

^Tэc1—ООКазс

=•

'Казс 0,85—0,01Ктзс

Таблица 10.2. Мощжкть тепловых потоков» испольауемых для производства электроэнергии и сбрасываемых в окружающукх сре/^, на АЗС и ТЭС (в скобках указаны доли этих потоков в процентах обкц^й тепл<№ой мощности станции)

Тян ставшийТян ставшийcqHOOHmow bbuoioi ①HcqHOOHmow bbuoioi ①H% CH£BIU口 UK% CH£BIU口 UKH£ -qlooHmow BBHoRhsdmtuITGH£ -qlooHmow BBHoRhsdmtuITG&u 4 doiв。■до«ко« Д№o°od9。 ИЗДОК.Е0Н ^но^ано^<&u 4 doiв。■до«ко« Д№o°od9。 ИЗДОК.Е0Н ^но^ано^<SU -§л-оо£« а AgAdi E&ah nouodg。 sffloK-ЕОН 兽°OHmowSU -§л-оо£« а AgAdi E&ah nouodg。 sffloK-ЕОН 兽°OHmow

Тян ставший

Тян ставший

cqHOOHmow bbuoioi ①H

cqHOOHmow bbuoioi ①H

% CH£BIU口 UK

% CH£BIU口 UK

H£ -qlooHmow BBHoRhsdmtuITG

H£ -qlooHmow BBHoRhsdmtuITG

&u 4 doiв。

■до«ко« Д№o°od9。 ИЗДОК.Е0Н ^но^ано^<

&u 4 doiв。

■до«ко« Д№o°od9。 ИЗДОК.Е0Н ^но^ано^<

SU -§л-оо£« а AgAdi E&ah nouodg。 sffloK-ЕОН 兽°OHmow

SU -§л-оо£« а AgAdi E&ah nouodg。 sffloK-ЕОН 兽°OHmow

ТЭС на органическом топливе (уголь, нефть, природный газ):

лучший образец

2,500 . 40

1,000

1,25 (45)

,0,375(15)

в среднем АЭС:

3,030 33

1,000

1,576 (52)

0,454 (15)

- с лёгковбдвд^ реактором

3,Ш0 芻

1,000

2,030 (67)

0

с . реактором-размножите

2,500 38Т2

1,000

1,500 (60)

0

лем

1,000

1,564 (61)

； с высокотемпературным охлаждаемым реактором

2,564 39

0

Отсюда при Ктэс = 40% (современная ТЭС) находим, что N = 1,8, если Каэс — 33% (АЭС с легководным реактором), и ^ = 1,3, если Казс = 40% (АЭС с реактором-размножителем или высокотемператур- ным тазоохлаждаемым реактором).

Все сказанное о различии тепловых сбросов ТЭС и АЭС просуммировано в табл. 10.2 для электростанций различных типов, но одинаковой Мощности — 1 ГВт (эл.).

Характер воздействия тепловых сбросов АЭС на окружающую среду существенйо зависит от выбранной системы охлаждения отработанного пара АЭС. Существует несколько различных систем охлаждения: а) прямоточного охлаждения, в которой конденсация пара происходит за счет охлаждения конденсатора водой из реки (озера, моря) или специально сооруженных бассейнов; б) охлаждения при оборотном водообеспечении станции с использованием испарительных градирен; в) воздушного охлаждения теплоносителя, циркулирующего по замкнутому контуру, с помощью которого осуществляется конденсация пара, и, наконец, г) комбинированного охлаждения.

Ниже дается краткое описание этих систем охлаждения с учетом их влияния на окружаклцую среду.

Система прямоточного охлаждения

Наиболее экономична система прямоточного охлаждения. Электростанции с такой системой охлаждения располагают вблизи рек, озер, искусственно созданных водохрайилпц, Морей. Вода из этих источников по-

Рис. 10.1. Схема системы прямоточного охлаждения:

/ ― турбина; 2 — конденсатор; 3 — насос»

Рис. 10.2. Изменение температуры воды в канале в зависимости от расхода вод垃(АТ ==Т務——То —разность между установившейся температурой воды в ка” нале при достоянном сбросе теплой воды от источника тепловой мощностью £ и температурой 7。при отсутствии сброса теплой воды);

/ — E=Ei = 3350 МВт(тепл.); 2 — Е^^Ё^, 3 — £=2408 МВт(тепл.); 4 —：互二弘吕；• 5 — £=1/4畐 '■ ■ ■ — —

дается на конденсаторы АЭС, ； проходя которые, овд нагревается на 6—16℃ (в зависимости от расхода воды, предусмотренного конструк* цией системы охлаждения) и затем вновь возвращается в тот же источ- ник (рис. 10.1). Расход охлаждающей воды для типичной АЭС с легководным реактором составляет 50 м3/с на 1 ГВт (эл.), при этом температура воды на выходе из конденсатора АЭС повышается на 10℃* [3].

К недостаткам такой системы следует отнести, во-первых, большой расход охлаждающей воды** и, во-вторых, постоянный сброс теплых вод в водную среду (реки, озера, моря и т. д.), что несет с собой опасность ухудшения экологической обстановки в водной среде в местах расположения АЭС. Следует отметить негативные последствия действия на зоопланктон, попадающий вместе с водой в агрегаш алектро- станций, при этом доля поврежденных или погибших организмов растет с повышением температуры. Наконец, отметим, что существует определенная опасность, связанная с комбинированным действием тепла и химических или радиоактивных веществ на водную среду* Например,

На ТЭС, работающей на органическом топливе, расход охлаждающей воды составляет от 32 до 42 м3/с при максимальной разнице темпер атур воды на входе, и выходе конденсатора ТЭС, равной 8 ℃ [1].

* Расход воды АЭС мощностью 1 ГВт (эл.) эквивалентен суммарному водо- потреблению крупного города, такого, например, как Москва.

известно, что увеличение температуры<пособствует повышению концентрации токсических ц радиоактивных веществ в тканях рыб [4].

дологические исследования последствий постоянного сброса подогретых вод в реки, озера и другие водоемы привели к возможности обосновать и вв受ти в практике допустимые нормы повышения температуры, не оказывающй^<йредндго действия на жизнь водоемов и гидробионтов. В GQCP ВМконодательном порядке сброс подогретых вод в водную естественную среду разрешен только в том случае, если при этом ^райгбне площадью 0,5 км2, примыкающем к месту сброса, не про изойдет повыщения температуры воды более чем на 3℃ в летний период и на 5°С в зимний при условии, что этот райой не служит местом нереста рыб или водозабором и т. д. [5]. Как показывают расчеты и опыт эксплуатации A3Cf для выполнения указанных нормативных требоВаний необходимо, чтобы АЭС мощностью 1 ГВт (эл.) была расположена:

вблизи реки, сток которой составляет не менее 250 м3/с. Подтверждением могут служить теоретические расчеты (рис. 10.2) [6], проведенные в предположении о равномерном перемешивании теплой сбрасываемой воды с потоком ненагретой воды. В действительности, в среднем температура в реке в районё сброса тепла АЭС будет несколько выше темпер атуры, полученной й теоретических расчетов;

вблизи озера или водохранилища многоцелевого назначения с площадью водного зеркала не менее 30 км2. Подтверждением этому могут служить следующие соображения. Предположим, что тепловая нагрузка от АХ равномерно распределена по площади водного зеркала. Тогда, воспользовавшись выводом [7J о том, что допустимая тепловая нагрузка на водоемы не должна превышать 70 ккал/ (м2-ч), получим, что Дйя выполнения этого условия необходима площадь водного зеркала 30 км2;

вблизи искусственно созданного и специально предназначенного для целей теплсфикации экологически изолированного водоема-охла- дитёля с плсп^дью водного зеркала не менее З км214] *.

Опыт практической эксплуатации АЭС подтвердил, что выполнение указанных требований относительно месторасположения АЭС позволяет обеспечить безопасность водной среды от тепловых сбросов АЭС. Тщательные исследования, проводимые на некоторых действующих АЗС с момента их пуска, не показали какого-либо заметного влияния тепловых сбросов этих станций на экологию водных систем.

Подводя итоги сказанному о прямоточном водоохлаждении АЭС, можно еделать следующий вывод: если при создании крупномасштабной ядерной энергетики ориентироваться на строительство АЭС единичной

* Такое уменьшение требуемой площади по сравнению со случаем, рас* смотренным в п. 2, объясняется тем, что температурный режим в искусственном изолированном водоеме-охдадителе подчинен нуждам АЭС.

{электрической мощностью в несколько гигаватт (это так называема^ jконцепция «рассредоточенного» строительства А契)，то не должны во&「 =никнуть проблемы вредного влияния сбросного тепла АЭС на водную ；среду и нехватки воды для охлаждения этих АЭС*

ИО.З. Система охлаждения с использованием градирен {,■

В настоящее время находит все большее применение система охлажд^ ；ния оборотного водоснабжения электростанций с использованием гр^- дирен (рис. 10.3). В градирне охлаждение воды проиехоХит за сче! как ее частичного испарения^ так и непосредственной |ёп|опередачи| Щля того чтобы улучшить у слови я испарения й теплопередачи отъодй ：к воздуху, в оросительное пространство градирен подводится врзду* )либо принудительиым образом с помощью вентиляторов (вентилятора ные градирни), либо за счет создания тяги воздуха высокой вытяжно| башней (башенные градирни), либо за счет силы ветра и отчасти ест& ственной конвекции (атмосферные градирни). Неизбежные в этой системе потери воды из-за ее частичного испарения компенсируются/постоянной подпиткой «свежей» водой. При этом расход воды для подписки составляет 0,8—1,2 м3/с на 1 ГВт (эл.) мощности АЭС с легководным реактором, т. е. около 1——2 % расхода воды, необходимого при прямоточном охлаждении АЭС [81. Благодаря примеиению градируй обеспечивается надежная задата гидрсм^фе^ы от тедлотогодозЖйствцятЖ как в этом случае сброс тепла происходит главным обр^йм в атмосферу, которая менее чувстрительна к тепловому воздейетвию, чем гидросфера.

Большинство исследований и опытных данных, полученных к настоящему времени на базе действующих АЭС с градирнями, показало, что тепловое воздействие таких АЭС на окружающую среду может 6н中 ограничено при условии пр авильного выбор а местоположения АЭС и наличия у градирни эффективной системы влагоулавливания [9]. Однако этот вывод справедлив только для /современных АЭС единичной мощностью 1——2 ГВт (эл,). Дело завдючаетея в том, что при тд- кой системе охлаждения в атмосферу выбрасываются огромные количества пара, капельной влаги — тысячи тонн в час на 1 ГВт (эл.) мош,- ности АЭС. Влияние таких выбросов на атмосферный явлений iArfkpo- климат еще недостаточно изучено, однако известно, что, например, в осенний и весенний периоды они могут привести к увеличению жэ- личества выпадающих осадков, частоты образования туманов и 0&12寸・ пости и т. д., могут оказать влияние на заболеваемость насеяетий, проживающего вблизи АЭС, и состояние биоценозов, характерных для данного региона.р

* Действительно, воду отвода тепла от атомных тором расстоянии друг от* Действительно, воду отвода тепла от атомных тором расстоянии друг отодной реки можно использовать многократно дая станций, построенных вдоль ее берегов на нек<?- друга.

* Действительно, воду отвода тепла от атомных тором расстоянии друг от

* Действительно, воду отвода тепла от атомных тором расстоянии друг от

Рис. 10.3. Схема системы охлаждения с использованием градирни:

/—турбина； 2 — конденсатор АЭС; 3—насосы* 4 — орошающее устройство； 5 — градирня; 6 — бассейн

Вопрос о влиянии тепловых сбросов будущих АЭС, единичную мощность которых предполагается дозести до 10 ГВт (эл.) и более, остается на сегодня открытым, Здесь же следует указать на очень большую плотность тепловых сбросов в атмосферу от АЭС с градирнями. Мощность этих сбросов достигает 40 кВт/м2 на 1 ГВт (эл.) мощности АЭС и сконцентрирована на площади около 5,5- 104м2 [11]. При резком возрастании единичной мощности АЭС до десятков гигаватт (эл.) это приведет к образованию «тепловых островов», способных нарушить естественные циркуляционные процессы в атм(х:фере вблизи АЭС.

Наконец, Необходимо упомянуть, что себестоимость электроэнергии, получаемой на АЭС с градирнями, на 5——6% дороже, чем на АЭС с прямоточным охлаждением [11].

Система воздушного охлаждения

В последние годы на нескольких электростанциях в СССР и за рубежом была применена система воздушной конденсации пара (рис. 10.4). В такой системе практически нет потерь воды и с точки зрения защиты окружающей среды воздушно-конденсационные установки предпочтительнее любой системы водяного охлаждения. Кроме того, такая электростанция не привязана к источнику водоснабжения и ее можно разместить в районе, удобном по условиям выработки электроэнёр- гии. Система воздушной конденсации пара позволяет решить проблемы, связанные со шлейфами пара над испарительными градирнями. Одна-

Рис. 10.4. Схем? системы воздушного охлаждения:

/ — турбина; 2 — конденсатор; 3 — насосы; 4 — теплообменник; 5 — башня

ко этой системе охлаждения присущи существенные недостатки. При температуре окружающего воздуха выше 25—27° С они не обеспечивают работу энергоблоков на номинальной мощности: уменьшается КПД станции и возрастает соответственно расход топлива [5L Применение воздушно-конденсационных установок резко увеличивает себестоимость электроэнергии, вырабатываемой станцией. Она оказывается на 20—25% выше, чем на АЭС с прямоточным охлаждением [11]. Нель* зя не упомянуть о нарушении пейзажа, обусловленном значительно большими (примерно в 2 раза) размерами воздуховытяжных башен по сравнению с размерами испарительных градирен.

Использование системы воздушного охлаждения не исключает также проблемы образования «тепловых островов» при возрастании мощности АЭС.

Комбинированные системы охлаждения

Перспективными в настоящее время представляются комбинированные схемы конденсации пара АЭС. Наибольшего внимания благодаря простоте конструкции и ряду несомненных достоинств с экологической точки зрения заслуживает конденсационная установка (рис. 10.5), разработанная совместно советскими и венгерскими энергетиками [5]. При высокой температуре атмосферного воздуха в этой установке предусмотрено создание сплошной пленки стекающей воды на поверхности ребер теплообменников. Стекающая вода собирается в ре-

Рис. 10.5. Схема комбинированной системы охлаждения (орошаемая воздушноконденсационная установка);

/ — турбина； 2 — конденсатор АЭС; 3 — насосы; 4 — теплообменник; 5 — башня； 6 — орошающее устройство; 7 — бассейн

зервуаре и затем вновь подается на орошение теплообменников. При понижении температуры воздуха или при уменьшении мощности, развиваемой турбиной, орошение отключается полностью или частично. Теплоемкость воздуха, охлаждающего водяную пленку, благодаря его увлажнению увеличивается в несколько раз по сравнению с теплоемкостью воздуха, охлаждающего сухие теплообменники. Соответственно сокращаются расход воздуха, размеры воздуховытяжной башни и ее стоимость по сравнению с башней сухой воздушно-конденсационной установки. Если принять такие же габариты воздуховытяжной башни, как и у испарительной градирни, то при расходовании вдвое меньшего количества воды в течение года орошаемая воздушно-конденсационная установка в климатических условиях Центра европейской части СССР обеспечит значительно более низкую температуру конденсации выходящего из турбин пара, чем испарительная градирня. Стоимость орошаемых воздушно-конденсационных установок незначительно выше стоимости системы охлаждения с испарительными градирнями и значительно ниже стоимости сухих воздушно-конденсационных установок. Первый эксперимент по применению комбинированной схемы конденсации пара с циркуляцией влаги, проведенный советскими и венгерскими специалистами на электростанции «Дунайварош» мощностью 16 МВт в Венгрии, оказался успешным.

Электростанция, оборудованная орошаемыми воздушно-конденсационными установками, требует сравнительно маломощного источника

водоснабжения, и ее влияние на окружающую среду не влечет существенных экологических последствий. Более того, есть все основания рассчитывать, что такая электростанция позволит даже улучшить микроклимат прилегающего района, выбрасывая в атмосферу огромное количество сухого подогретого воздуха в сырую холодную погоду и увлажненный воздух в жаркую и сухую погоду, %

Влияние антропогенных тепловых сбросов

на биосферу

Уровень современных научных знаний о влиянии антропогенных тепловых сбросов на биосферу в глобальном, региональном и локальном масштабах не позволяет ответить на многие возникающие здесь вопросы, а существующие расчеты носят весьма приближенный характер. Основные выводы, которые можно сделать из этих расчетов, заключаются в следующем.

Плотностть антропогенных тепловых сбросов, усредненных по всей поверхности Земли, не должна превышать предельно допустимого уровня (ПДУ), равного 2 Вт/м2. Расчеты, основанные на решении уравнения теплового баланса Земли, показывают, что превышение указанного ПДУ приведет к изменению среднегодовой приземной температуры на 〜1℃ [12]. С точки зрения современной климатологии такое изменение температуры Земли вызовет значительные климатические изменения в глобальном масштабе. Например, подсчитано, что оно может привести к уменьшению мирового производства пищевых продуктов на 1—3%.

ПДУ для антропогенных тепловых сбросов в отдельных регионах (территория с линейными размерами от 100 до 1000 км) оценивается разными авторами в диапазоне от 4 до 20 Вт/м2 [14,15]. Считается, что если средняя антропогенная тепловая плотность в регионе превысит 4 Вт/м2, то это может повлиять на изменение циркуляционного режима атмосферы, связанного с генерацией кинетической энергии атмосферы [14]. Однако это изменение несущественно, чтобы повлиять на тепловой режим атмосферы. Если же плотность антропогенного тепла в регионе достигнет 20 Вт/м2 [13], то такой «тепловой региональный остров» может привести к климатическим изменениям не только в региональном, но даже в глобальном масштабе.

Очень сложен вопрос о влиянии антропогенных тепловых сбросов на окружающую среду в локальном масштабе (на территории с линейными размерами до 100 км). Фактически он сводится к вопросу о максимально возможной единичной мощности АЭС. Некоторым ориентиром при ответе на него может служить плотность тепловых сбросов 50 кВт/м2. Изучение энергетики вулканической деятельности показало, что если плотность сбросного тепла на площади 2 км2 при извержении вулкана достигала указанного значения, то это приводило к образованию в таком районе сильных природных аномалий (смерчи)> а также к повышению частоты обычных атмосферных явлений (дожди, туманы, облачность и т. п.) [14,15].

Исходя из приведенных данных о ПДУ тепловых сбросов, оценим максимально возможные масштабы развития энергетики в мире и в отдельных регионах, а также обсудим вопрос о максимально возможной единичной мощности АЭС*.

Ограничения суммарной мощности энергетики мира и отдельных регионов Земли

Согласно оценкам ПДУ плотности антропогенных тепловых сбросов, приведенным в п. 1 и 2 предыдущего параграфа, находим, что максимально допустимая мощность оценивается следующим образом: а) для мира в целом —106 ГВт (тепл.); б) для отдельного региона (например, европейской части СССР, площадь которой составляет 5,6-1012 м2)—— 2,2-104——105 ГВт (тепл.). Полученные мощности очень велики. Для сравнения укажем, что в настоящее время мощность энергетики мира составляет при^рно 104 ГВт (тепл.), а энергетики СССР —— 2-103 ГВт (тепл.).

Согласно оценкам развития энергетики мира (см. § 1.4) к концу следующего столетия потребности в энергии стабилизируются на уровне 2,4-105 ГВт (тепл.). В этих условиях плотность энерговыделения за счет производства энергии составит в среднем по земному шару 0$5 Вт/м2, что может увеличить феднюю глобальную температуру атмосферы, по^видимому, в приземном слое на 0,4℃, но не более. Такое изменение температуры не вызовет сколь-нибудь существенных климатических изменений. Подтверждением этому служит то обстоятельство, что за последние три десятилетия (1940—1970 гг.) средняя глобальная температура изменилась на 0,3℃ [14] и это не привело к каким-либо неприятным последствиям. Таким образом, эффекты теплового воздействия энергетики в глобальном и региональном масштабах не имеют серьезного значения в настоящее время ii, вероятно, не приобретут его в обозримой будущем (ra&i. 10.3). Однако локальные явления могут затронуть 阻 сумме большие территории и контингенты населения.

Ограничения единичной мощности атомного энергетического комплекса

Рассмотрим атомный энергетический комплекс (например, крупную АЭС) мощностью N ГВт (эл.). Поставим вопрос о максимально допустимой мощности такой АЭС.

- * Указанные числовые значения ПДУ для тепловых антропогенных выбросов можно рассматривать, конечно, лишь как некоторые ориентировочные значения для оценки возможных предельных масштабов развития энергетики. По мере понимания процессов, происходящих в атмосфере, значения ПДУ должны стать более точными. Ohil должны быть получены не из качественных, а из стрргих физических и экологических соображений. Не исключено, что уже в* ближайшее время в за ко но дате Л ь ном порядке потребуется ввести нормы тепловых сбросов в атмосферу. ■

Ограничения единичной мощности энергетического кошьяекса239

Таблица 10.3. Средняя плотность знерп^ыде现ення* прк пр^зводстве э>^^ гии, Вт/м26

Регион ⑹

В настоящее время (1975 г.)

В будущем

Земной шар (S = 5-1014 м2)0,0180,5**

Европейская часть СССР (S==^5,6-1012 м2)0,210***

* Средняя плотность энерговыдй(ения определена кдк произведение Wp=2Vp,^ где 取р — 1одовое потребление энергии (тепл.) на душу населения; ^p — плотность населения..

** Предполагается, что численность населения стабилизируется на уровне 12 млрд, чел., а удельное энергопотребление ——на уровне 加 кВт (тепл.)-год/чел. (см. § 1.3)..

*** Предполагается, что плотность. населения достигнет 5Ю чел/км2 (это соответствует максимальной региональной плотности населения, существующей в нас^о我щ蠱 шремя) и удельное энергопотребление составит 20 кВт (тепл.) • год/чел.

Если на такой АЭС используется систем^ охлаждения с градирнями или воздушной конденсацией пара или их комбинация, то тепловые сбросы АЭС осуществляются главным образом в атмосферу. Согласно данным, приведенным выше, мощность этих сбросов равна 50 кВт/м? и сконцентрирована на площади порядка 5,5-104 W м2. Требование защиты окружающей среды от тепловых сбросов АЭС (см. § ЮД и. 3), не позволяет увеличить ее мощность свдвд^б^ВтДэл,)^

Если в качестве системы рхл^ния

нои системой водообеспечения, то защита гидросферы од TeipiQj^JX сбросов АЭС будет 冲平笄职цри.тиипаш^^

а) реки, сток которой составляет ?50 N м^/с; ,б) о^ерд или естествец- ного водохранилища с площадью водного зёр^дла около 30 N км2; в) искусственного пруда-охладитёля с площадью водного зеркала 3 N км2." ' ,

Из изложенного следует, что прямоточное водоснабжение мощных АЭС вынуждает строить их только на больших реках и озерах, КруН・ нейшая в европейской части СССР река Волга в устье имеет стбк 8000 м3/с. Даже есл и АЖЗ построить вблизи： устья крупной реки, Tq ее мощность с этедам тр^р^ни^ ^^^^ среод будет огуд- ииченУ® ж ^асти СССР да^ листов J51, эти р^ задШлировШ|Л дачида^ую ц^ност^^^铸㈱％壁『

можность применения прямоточного. врдоснарж^t? ЛЗ РСК，,фЙП1#Иг скои части СССР для новых мощных АЭС практцчес^ц исяерпднд. Дна- логичная ситуация укладывается и в другие г устонасадендах^ регио< нах мира (США, Западной Европе, Японии).

' Таким образом, при составлений прогноза развития топлдвдо； энергетической базы в густонаселенных региона^ следует ориед'уифр； ваться в основном на охлаждение крупных АЭС с помощью Традйрея. При этом, по-видимому, особо перспективным (как с экологической точки зрения, так и с точки зрения потребностей в охлаядакмцей воде) в настоящее время представляется исйользсшаиие комбинирований!

схем конденсации пара энергетической установки с циркуляцией влаги, орошающей теплообменники сплошной пленкой. Электростанции, оборудованные орошаемыми воздушно-конденсационными установками, могут быть размещены на сравнительно маломощном источнике водоснабжения. Это их преимущество позволит снизить ограничения единичной максимальной мощности энергетического комплекса, связанные с недостатками охлаждающей воды, о которых говорилось выше, и открывает широкие возможности для выбора удобных площадок с целью размещения новых мощных АЭС.

Глава 11

Расход природных ресурсов и химическое загрязнение биосферы предприятиями ядерного топливного цикла

Введение

Влияние на биосферу и здоровье человека многих химических загрязнителей не изучено или изучено недостаточно глубоко. Вследствие этого пока невозможно дать полную количественную оценку ущерба от химического загрязнения биосферы в результате хозяйственной деятельности.

Подобное положение не является специфичным для ЯТЦ. В его отходах, как правило, нет химических веществ, которые отсутствовали бы в сбросах или выбросах предприятий других отраслей промышленности. Более того, подавляющая масса нерадиоактивных отходов образуется в результате сжигания органического топлива на основных производствах цикла или на вспомогательных энергетических предприятиях, обесдачивающих ЯТЦ электроэнергией. Поэтому замечание о недостаточной изученности влияния многих химических загрязнителей на биосферу носит общий характер. Оно относится не только и не столько к ЯТЦ, сколько в целом к проблеме воздействия химических веществ, попадающих в окружающую среду в результате хозяйственной деятельности человека. По этой причине воздействие химических отходов ЯТЦ оценивается в основном количеством этих отходов, поступающих в окружающую среду, и их сравнением с соответствующими данными для энергетики на угольном топливе.

Характеристика вредного действия наиболее важных химических загрязнителей на биосферу приведена в гл. 12 и § 11.4.

При рассмотрении нерадиационных факторов воздействия ЯТЦ в качестве исходных взяты данные, описывающие открытый цикл с легководными реакторами и отвечающие современному уровню технологии (см. гл. 2 и [1, 2]). Основные из них таковы*:

等 Подробное описание технологий, используемых на различных этапах ЯТЦ, можно найти, например, в IL 2]-

удельная потребность ЯТЦ в природном U равна 244 т на 1ГВт (эл.) • год:*

содержание U в руде составляет 0,2%, степень извлечения U из руды при ее переработке — 95%;

50% руды добывают закрытым (в рудниках) ^способом, 50% — открытым (в карьерах);

80% обогащенного U получают методом газовой диффузии и 20% — с помощью газовых центрифуг.

Необходимо отметить, что указанное здесь содержание U в руде соответствует относительно богатым рудам. В настоящее время добывают и более бедные руды с содержанием U 0,1 % и менее. В будущем по мере истощёнйя богатых месторождений и роста потребности в U удельный вес добываемой бедной урановой руды будет расти. Если в качестве исходного взять содержание U в руде меньше 0,2%, то соответственно возрастут количества использованных природных ресурсов и отходов при добыче и переработке руды, а также трудовые затраты и ущерб здоровью на единицу вырабатываемой электрической энергии.

Использование природных ресурсов

Земля. Земельные территории используются длй размещения^ oc«qb- ных и вспомогательных предприятийу коммуйикационных Жнйй, для размещения различного рода отходов й складйрбванйя руды. Кр^ме того, на часть не заййтых и не нарушенных производством земель могут быть наложены некоторые ограййчёнйя в их использовании для сельскохозяйственных или других целей.

При оценке количества используемых земель важно различать временно и постоянно занятые территории. К первым относятся земл и, которые могут быть восстановлены после прекращения производст ва в результате рекультивации. К постоянно занятым относятся земли, на использование которых наложены ограничения в течение длительного времени после прекрап(ения производства. В основном это места захоронения раЕдйоактийных отходов. К й^стоянно занятым и выбывшим из землепользования Мжнс отнести TfaKW земли, рекультивация которых в настоящее время и в ближайшем будущем затруднена по техническим или экономическим причинам^.二 с

При добыче топлива из земли извлекается относительно большое количество руды и пустой породы: соответственно 1,2» 105т й нёсйоль- ко миллионов тонн на 1 ГВт (эл.) • год. В значительной степени именно этим обусловлен тот факт, что наибольшие площади занятых земель приходятся на этапы добычи и переработки руды: при большом количестве пустой породы, руды и отходов требуются соответственно большие площади для их размещения. При открытой добыче значительную долю отчуждаемых земель занимают карьеры.

Большая часть земельных площадей, расходуемых при переработке руды, приходится на специальные пруды — хвостохранилища.

В них поступают хвостовые растворы, образукщиеся в результате переработки (обогащения) руды, которые содержат диспергированный шлам и некоторые растворенные химические вещества, включая естественные радионуклиды. Количество шлама равно примерно 1,3 X X 105 т на ГВт (эл.) • год.

После заполнения пруда до расчетного объема и испарения большей части воды его засыпают минимум двухметровым слоем глины с землей. Обр азов авшуюс я поверхность засаживают растениями для защиты потвы от эрозии под воздействием дождей и ветра. После такой обработки хвостохранилище превращается в место захоронения отходов рассматриваемого этапа ЯТЦ.

Аналогичные процессы удаления шлама и создания хвостохрани- лищ применяют во многих отраслях промышленности, занятых добычей полезных ископаемых, например в цветной металлургии. К настоящему времени в промышленно развитых странах под хвостохранилища заняты большие площади земель и накоплен значительный опыт длительного наблюдения за возможной миграцией токсических веществ, содержащихся в шламе, и их влиянием на биосферу. Важно отметить, что по химическому составу шламы, образукщиеся в ЯТЦ при добыче руды, не выделяются какой-либо повыц1е»ной опасностью.

В соответствии с оценками [ 1—31* на этапах добычи и переработки руда происходит отчуждение 20—60 га (временное) и 2 га (постоянное) земли на 1 ГВт (эл.) • год. Последнее значение определяется в основном отводом земли под хвостохранилище. После соответствующей обработки и превращения в участки захоронения хвостохранилища принято считать непригодными для сельскохозяйственного и других видов хозяйственного использования.

Врешнно заиятда площади могут быть рекультивированы и найти то или иное пфлеад<^ држжценда. Процесс рекультивации зшель может включать 9 е^0я； ДО|1СМ1ьзод#иие отвальной пустой породы в строительных работа^ (в качестве дорожных покрытий вди ндпрднит^ей раэиого @щ融 jM解трукци宓),з^садму' тд§рдых отходов в отработанные подомные подсети или карьеры^ выравиивание отвалов и их покрытие плодоредной землей, превращение карьера в вод(^ранилщце многоцелевого назначен^ (рыбохозянствдднсго, рекреационного н т. д.).

К настоящему времени ра^раЗтана технология цолучедия U без предварительной добычи руды •"- путем. его подземдрговыщелачивания из рудного тела. При такой техцол^огии на поверхность земли ；извлекается гораздо меньше веществ» соиутствуквдих ур@ну& и соответственно 蝕 мноу(й ряз меньше земель, чем при традицжжной теянодогии, Одцаио АолучеииегЦ подземного выщелачивания требует qqo&w^j * ме|>адре|досто}ло^н1)сти, чтобы избежать загрязнения

у；：" “ / 戸 г二丁广力；；.-■,-；. ,■■ ： 「二「 ■ ..： ■■ ■ ■■ ： -■ ■ ■ ■' 1 ..；

* Иногда использованные в этой Ьлйвё исходные даиные ие совпадают с искеднымй данными цитируемого исгсяника, В таких случаях, прожзводится сартв£^€твующин перерасчет. ц，г

Использование природных ресурсов■”*

Добыча и переработка20―u60''2,0руды(50—200)*Конверсия0,130,01Обогащение урана0,15—■ Изготовление твэлов0,02АЭС(30—60)**0,02(300-800)***Хранение и захороне-一".0,1Добыча и переработка20―u60''2,0руды(50—200)*Конверсия0,130,01Обогащение урана0,15—■ Изготовление твэлов0,02АЭС(30—60)**0,02(300-800)***Хранение и захороне-一".0,1ние твэловние твэлов55оо;11 3■0900 ‘ ‘ ‘ 0.0 о;11 3■0900 ‘ ‘ ‘ 0.0 о153- о153- о441Р1Р3311113 3•030」3 3•030」1А1А.8 3.8 3

Добыча и переработка

20―u60''

2,0

руды

(50—200)*

Конверсия

0,13

0,01

Обогащение урана

0,15

—

■ Изготовление твэлов

0,02

АЭС

(30—60)**

0,02

(300-800)***

Хранение и захороне-

一".

0,1

Добыча и переработка

20―u60''

2,0

руды

(50—200)*

Конверсия

0,13

0,01

Обогащение урана

0,15

—

■ Изготовление твэлов

0,02

АЭС

(30—60)**

0,02

(300-800)***

Хранение и захороне-

一".

0,1

ние твэлов

ние твэлов

5

5

о

о

;11 3

■0900 ‘ ‘ ‘ 0.0 о

;11 3

■0900 ‘ ‘ ‘ 0.0 о

153- о

153- о

4

4

1Р

1Р

3

3

11

11

3 3

•030」

3 3

•030」

1А

1А

.8 3

.8 3

ДЙблица 11.1. Расход земли, воды и топливно-энергетяческих рес^шг на ^рою^одство 1 ГВт (эл.) • год электроэнергии в аткрытом ЯТЦ, с легш)водныН рЯеактором [1—3, 6] 产 ，

Земля, га ；

Вода, 1 0е м3, сбросе в

при к

Топяишю- энергетические ресурсы

「Этап ЯТЦ

В < врёмешк>. :и g

о . а

отчуждаемая§«

к ■ I q I

з FcQ 费 Об

夂К之中之0

G u N 丄 Ai

Всего:20—60*52,131-1500 1,43713

(50—200)

* При содержании урана в руде примерно 0,1% и менее._

~: ** При прямоточном охлаждёдий ■ на «одрейа^ лййбгбцёлево^о нязнат^емтклк при - охлаждении градирнями в расчете на 1 ГВт (^л)г「「： •., 一 〕

-*** Площадь, занимаемая специальным вбдЪёмом-охлаДитеЫ^м в расчете на 1 Гбт (эл.).

*4 При прямоточном охлаждении [или ~50 м3/с для «типичной» АЭС 「мсщццютью

ГВт (эл.)]...

「 *5 Без площади под АЭС.

Подземных вод в больших масштабах. Пока этот метод находится в стадии внедрения [4].

Количество отчужденной земли шчиновной сжадии (при произеод- стае электроэнергии на АЭС) в сильной ^степени зависит ог исполъзуе- тйого метода Охйаяй^нйя. АЭС моедй&^ью 1 ГВ^г (эл.), исключая систему охлаждения, занимает площадь 30—60 га, Kdfopyio в ис^живм следует отнести к разряду временно занятых земель. Если для охлаждения конденсаторов АЭС используется градирне мли родош-Qgcла- дитель, то занимаемая площадь увеличивается в первом случае：незц^- чительно, а во втором ——примерно на порядок (табл. 11.1)*. К раз- ^еду постоянно отчуждаемых земель следует отнести занятый реакто- ；?能血 участок, на котором он и будет законсервирован (захоронен) [宙осле прекращения эксплуатации АЭС [0,5 га на 1 ГВт (эл.) или 0,02 га [编а 1 ГВт (эл.) - год].

$工 电 О йлощадях водоемов-охладителей см. гл. 10.

Большие площади земель заняты линиями электропередачи. На 1 км длины линии напряжением ЮО кВ приходится от 7,5 до 18 га отчуждаемой площади земли [2]. В табл. 11.1 этот расход земли не учитывается, поскольку на земли, отводимые под линии электропередачи, накладываются неполные ограничения по их возможному использованию в других целях. В частности, на них можно выращивать те или иные сельскохозяйственные культуры. Кроме того, расход земель под линии электропередачи одинаков для АЭС, ТЭС на угле и других электростанций, что позволяет исключить их при сравнительной оценке альтернативных отраслей энергетики.

Определенные участки земли отчуждаются и на других этапах ЯТЦ (изготовления и переработки топлива, а также под удаляемые радиоактивные отходы). Однако потребность в земле на этих этапах сравнительно невелика (табл. 11.1).

Вода. Расход воды (табл. 11.1) обусловлен прежде всего необходимостью охлаждать те или иные установки на предприятиях ЯТЦ. Наибольшее количество воды требуется на охлаждение конденсаторов АЭС — при прямоточном охлаждении 〜1,5 • 109 м3/[ГВт (эл.) • год] (подробнее см. гл. 10). Значительное количество воды для охлаждений потребляет завод по обогащению урана — 5,3U07 м3/ [ГВт (эл.) • год]. Кроме того, вода используется в различных технологических операциях: при переработке руды и разного рода отходов, изготовлении топлива и пр. Там, где это позволяет технология, как правило^ приме- няются замкнутые системы водопользования. Это, во-первых, сокращает потребности в воде, во-вторых, уменьшает сброс различных вредных веществ, содержащихся в жидких отходах производства, в окружающую среду.

При использовании воды для охлаждения только небольшая ее часть (не более 2%) теряется безвозвратно за счет испарения. Еслн в системе охлаждения АЭС не используется сухая градирня (см. гл. 10), потери на испаредие составляют 3 • 107 м3/ [ГВт (эл.) • год], или примерно 1 м3/с на установленную мощность 1 ГВт (эл.). Для мощных многс^лочных АЭС эти потери становятся весьма значительными<

Материалы.灯атратн материалов, исключая топливо, составляют в ЯТЦ примерно 16 000 т на 1 ГВт (эл.) • год (12 000 т в угольном топливном цикле) [5].

Химические отходы ЯТЦ, поступающие в окружающую среду

Эксплуатация предприятий ЯТЦ сопровождается появлением жидких отходов, содержащих химические токсичные вещества. Эти отходы возникают как в основных технологических операциях, так и в различных вспомогательных, например очистных и промышленных. На начальном этапе ЯТЦ загрязненная вода образуется в результате просачивания подземных вод шахты и поверхностно-дождевых вод сквозь отвалы пустой породы и складированную руду. В зависимости от места

Е

зникновения жидкие отходы могут содержать взвешенные частицы, створенные минералы, кислоты, соли металлов, органи^ские еоед»' ния и т. п. Многие из этих веществ относятся к токсйчным.

Наиболее значительное количество жидких отходов возникает при Переработке руды. Это упомянутые в предыдущем параграфе хвостовые растворы объемом примерно 150 000 м3/ [ГВт (о.),- год]. Описанная ранее обработка поверхности хвостох р ан и л ища способствует пре-

^отвращению миграции токсичных и радиоактивных веществ во внешнюю среду. Эту же цель преследуют й другие операции — обкладка |слоем глины дна хвостохранилища перед его заполнением и нейтрализация хвостового раствора. При последней операции уменьшается подвижность тяжелых металлов.

I Защита окружающей среды при обращении с жидкими отходами ^осуществляется двумя путями. Первый состоит в глубокой-очистке |отходов от вредных примесей и сброса вод, очищенных до предельно ^допустимых концентраций, в открытую гидрографическую сеть. В за- [висимости от физико-химического состава примеси для очистки при- |меняются различные методы: седиментация взвесей в отстойниках', !Химическое соосаждение, фильтрация, биологическая очистка и др. 用торой путь состоит в создании оборотных систем с многократным ；использованием воды. В этом случае не требуется глубокой очистки

-жидких отходов. Достаточно обеспечить качество воды, приемлемое ■для f осуществления соответствующего техйЬлб№4&кого йрбцёсса. 『 В большинстве случаев второй путь йрйвбйит к болёё эффёк^йето- Wy решению вопросов защиты окружающей среды. П^ его бсущест-

влении, с одной стороны, сокращаются потребности в воде, с другой —— go много раз уменьшаются (или даже ликвидируются) потоки жидких йтходов, подлежащих глубокой очистке и сбросу* Соответственно во Шого раз сокращается поступление вредных веществ в биссферу.

Источниками газообразных отходов ЯТЦ являются следующие процессы: 1) пылеоб р азов ан ие при добыче, переработке руды и на Других стадиях цикла; 2) выход летучих веществ из различных технологических растворов и складированных твердых отходов и материалов; 3) сжигание органического то (газа, мазута или угля), используемого в Двигателях, йодбгревателях и прочих установках на предприятиях ЯТЦ. Как правило, газообразные отходы перед выбросом в атмосферу подвергаются очистке на фийьтрах нлк скру^ерах /в заёйси^ости от состава отходов*.

/' В ЯТЦ имеется еще один косвенный источник загрязнения окружающей среды — электростанции, производящие необходимую для предприятий цикла электроэнергию и сжигающие как правило, уголь или мазут. Потребности ЯТЦ в электроэнергии не превышают 4% электроэнергии, производимой на АЭС.

■.「一

* Следует отметить, что применяемые системы очистки газов не улавливают Скислы серы, углерода и азота.

Добыча руды Переработка руды Конверсия* Обогащение урана Изготовление топливаДобыча руды Переработка руды Конверсия* Обогащение урана Изготовление топлива7 ■ 11 Av 1 ‘ 9 ио 87 ■ 11 Av 1 ‘ 9 ио 8539 4 ‘ ，14 9539 4 ‘ ，14 93 7146 8110 0 83 7146 8110 0 86 3 6 1 о,о^о^л^ -6 3 6 1 о,о^о^л^ -07043о^п^о^.07043о^п^о^.В с е г о**В с е г о**32370,232370,2123,60,12123,60,12Таблица 11.2. Количество химических веществ^ поступающих в окружающую

Добыча руды Переработка руды Конверсия* Обогащение урана Изготовление топлива

Добыча руды Переработка руды Конверсия* Обогащение урана Изготовление топлива

7 ■ 11 Av 1 ‘ 9 и

о 8

7 ■ 11 Av 1 ‘ 9 и

о 8

53

9 4 ‘ ，

14 9

53

9 4 ‘ ，

14 9

3 7146 8

110 0 8

3 7146 8

110 0 8

6 3 6 1 о,о^о^л^ -

6 3 6 1 о,о^о^л^ -

07043о^п^о^.

07043о^п^о^.

В с е г о**

В с е г о**

32370,2

32370,2

123,60,12

123,60,12

Этап ЯТЦ

Поступление в атмосферу

so%

СО

Аэрозоли

Углеводороды

Фториды

Производство электро- 1400 8002 46611

энергии для ЯТЦ***

* На этом этапе в атмосферу выбрасывается также ~ 1 т NH3.

** На остальных этапах ЯТЦ выбросы (сбросы) химических веществ менее значительны.

*** Предполагается, что вся электроэнергия производитсй электростанциями на угле.

Однако из-за очень большого количества отходов, выбрасываемых в окружающую среду современными ТЭС (см. ниже), этот источник загрязняет биосферу намного больше, чем основные производства ЯТЦ.

В табл. 11.2 собраны данные по количеству нерадиоактивных токсичных вещестд, поступающих в окружающую среду с отходами предприятий ЯТЦ. Выбросы (сбросы) за счет производства потребляемой в ЯТЦ электроэнергии ?ьвделены в оэдельную графу. Это связано с тем, что прямого отношения к ЯТЦ они не имеют. При замене производителей энергии ——的С на АЭС ——этот источник загрязнения будет ликвидирован. ! .

Анализ данных табл. 11.2 позволяет отметить весьма низкие показатели ЯТЦ по количеству химических веществ, удаляемых в окружающую среду. На фоне общего количества токсичных веществ, попадающих в биосферу в результате хозяйственной деятельности человека, выбросы (сбросы) предприятий ЯТЦ представляются ничтожно малыми даже с учетом перспектив широкого развития ядерной энергетики.

Нерадйацибнное воздействие предприятий перспективных

ЯТЦ на биосферу

Из данных табл. 11.1 и 11.2 следует, что основной вклад в рассмотренное нерадиационное воздействие на биосферу вносится на этапах начальной стадии ЯТЦ, в особенности при добыче и переработке руды и обращении U. Незначительный вклад дает конечная стадия (хранения, захоронения твэлов). Важно отметить, что последнее утверж-

среду с отходами предприятий ЯТЦ, т/[ГВт (эл.)-год] [1, 2]

Поступлению в гидросферуJ

8-4 ,-11 ми8-4 ,-11 ми2 9 5о о 12 9 5о о 12 30,0,2 30,0,

8

-4 ,

-11 ми

8

-4 ,

-11 ми

2 9 5

о о 1

2 9 5

о о 1

2 3

0,0,

2 3

0,0,

Сульфаты

Нитраты

Хлориды

Фториды

Na + Ca

40 (83 м3 жидких отходов)

1,5-Ю4 (жидкие сбросы)

дение остается справедливым и в том случае, если будет осуществлен полный или замкнутый цикл, в котором конечная стадия включает в себя переработку облученного топлива, хранения и захоронения отходов высокой удельной активности I1L

При переходе от открытого ЯТЦ с легководными реакторами и урановым топливом к другим циклам (см. гл. 2) значительно уменьшаются удельные потребности в природном и обогащенном U. Отсюда следует, что перспективные ЯТЦ будут оказывать меньшее нерадиационное воздействие на биосферу, чем рассмотренный здесь цикл. Особенно сильное уменьшение произойдет при переходе к ЯТЦ с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. * Его удельные потребности в природном U примерно на два порядка меньше, чем ЯТЦ с легководными реакторами. Кроме того, в таком цикле отсутствуют этапы конверсии и обогащения урана.

Сделанное заключение справедливо при сохранений йеизмёййыми исходных данных, характеризукицих ЯТЦ. В частности, не должно изменяться содержание урана в руде. На самом деле, как это у^5^ чалось, по мере истощения богатых мееторожденйй в пернспектййе будут переходить к добыче все более бедйых руд. При таком переходе при прочих равных условиях возрастет нерадиационное воздействие на биосферу начальных этапов ЯТЦ — добычи и переработки U [7].

Какая из отмеченных здесь тенденций будет преобладать? Для ответа на этот вопрос необходимо знать изменение структуры ядерной энергетики в будущем. По-видимому, до 2000 г*, будет преобладать

* См. прогноз изменения структуры ядернай энергетики в гл, 2.

вторая тенденция — возрастание нерадиационного воздействия ЯТЦ из-за необходимости добычи все более бедных руд. После 2000 года существенную роль начнет играть изменение структуры ядерной энергетики. Следует отметить, что по мере роста числа АЭС потребности предприятия ЯТЦ в электроэнергии могут обеспечиваться во все большей степени за счет АЭС. В этом случае уменьшится косвенное нерадиационное воздействие ЯТЦ, обусловленное работой ТЭС, намного больше, чем все возможные изменения прямого воздействия цикла.

Сравнение ядерного и угольного топливных циклов по факторам нерадиационного воздействия на биосферу

С тзчки зрения воздействия на биосферу угольный топливный цикл* (УТЦ) имеет ряд особенностей, существенно отличающих его от ЯТЦ.

Современная ТЭС в СССР потребляет в среднем 5 млн. т угля на 1 ГВт (эл.) • год [8]. Это означает, что поток топлива в УТЦ намного больше, чем в ЯТЦ: примерно в 40 раз на начальном этапе и в 20 000—- 135 000 раз на остальных этапах цикла.

При сжигании угля потребляется кислород и образуется большое количество газообразных летучих соединений, многие из которых не задерживаются системой очистки дымовых газов, например СО2, SO2, NOh и др.

В угле содержатся многие вредные химические примеси, в частности токсичные металлы, которые после его сгорания переходят в отходы и могут стать источником загрязнения окружающей среды (данные о содержании ряда элементов в золе углей приведены в табл. 11.3).

Эти осо^нности и обусловливают большие различия между ЯТЦ и УТЦ как по расходу некоторых ресурсов, так и по загрязнению биосферы химическими веществами (табл. 11.2, 11.4 и 11.5). Для УТЦ приведен только основной источник химического загрязнения биосферы ~ газоаэрозольные выбросы ТЭС. По другим источникам — отходам при добыче, переработке угля и сточным водам ТЭС—трудно получить обобщающие данные: они в сильной степени зависят от конкретных условий производства, состава оборудования, свойств топли^ ва,, принятой системы водопользования и многих других факторов. По-видимому, при использовании современных природоохранных мер** (оборотных систем водопользования и т. п.) эти источники играют мель- шую роль в загрязнении биосферы, чем газоаэрозольные выбросы T3Q. В любом случае они только увеличат и без того огромную разницу по степени загрязнения биосферы химическими веществами между УТЦ и ЯТЦ-

* Понятие угольного топливного цикла введено по аналогии с открытым ЯТЦ.

** Без этих мер сточные воды УТЦ могут привести к серьезному химиче* скому загрязнению окружающей среды.

24924911.4. Сравнение ядерного и угольного топливных циклов

249

249

е S о BG Аисе S о BG Аис7 53 7 > >811 117 53 7 > >811 1100000000006 15 4 300000000006 15 4 3氏МО史Ag氏МО史Ag6 ，6 в ，1 и 8 о6 ，6 в ，1 и 8 о80 0 0ООО 3 2 1280 0 0ООО 3 2 12^^Mv^^Mv312 8 0 ,2 5 5 о 1312 8 0 ,2 5 5 о 1/ 5 оою боа7 82/ 5 оою боа7 82.._обусловлено избирательным извлечением этихтов из почвы и минерализованных потоков корнями растений-углеобразователей..._обусловлено избирательным извлечением этихтов из почвы и минерализованных потоков корнями растений-углеобразователей.* Повышенное содержание* Повышенное содержаниеввзолезолеэлемен-элемен-

е S о BG Аис

е S о BG Аис

7 5

3 7 > >8

11 11

7 5

3 7 > >8

11 11

0000000000

6 15 4 3

0000000000

6 15 4 3

氏МО史Ag

氏МО史Ag

6 ，6 в ，

1 и 8 о

6 ，6 в ，

1 и 8 о

80 0 0

ООО 3 2 12

80 0 0

ООО 3 2 12

^^Mv

^^Mv

3

12 8 0 ,2 5 5 о 1

3

12 8 0 ,2 5 5 о 1

/ 5 оою боа

7 8

2

/ 5 оою боа

7 8

2

.._обусловлено избирательным извлечением этих

тов из почвы и минерализованных потоков корнями растений-углеобразователей.

.._обусловлено избирательным извлечением этих

тов из почвы и минерализованных потоков корнями растений-углеобразователей.

* Повышенное содержание

* Повышенное содержание

в

в

золе

золе

элемен-

элемен-

Таблица 11.3. Среднее содержание (г/т) некоторых элементов в земной коре и в золе углей* [9—11]

Элемент

Земная кора

Зола

Элемент

Земная кора

Зола

Элемент

Земная кора

Зола

Земля, га*Земля, га*Вода, 10е м3Вода, 10е м3Материалы (без топлива), 103 тКислород из атмосферы, 106 TМатериалы (без топлива), 103 тКислород из атмосферы, 106 T20—60(50—200)**22*** '1500*<1620—60(50—200)**22*** '1500*<16100—400100—4002]*** ■]000**4128,02]*** ■]000**4128,0Таблица 11.4. Расходы природных ресурсов на 1 ГВт (эл.) • год в ЯТЦ и УТЦ

Земля, га*

Земля, га*

Вода, 10е м3

Вода, 10е м3

Материалы (без топлива), 103 т

Кислород из атмосферы, 106 T

Материалы (без топлива), 103 т

Кислород из атмосферы, 106 T

20—60(50—200)**

22*** '

1500*<

16

20—60(50—200)**

22*** '

1500*<

16

100—400

100—400

2]*** ■

]000**4

12

8,0

2]*** ■

]000**4

12

8,0

Ресурс

ЯТЦ

УТЦ

* Постоянно и временно отчуждаемые земли (без земельных территорий, занимаемых электрической станцией и водоем а ми - охл а дител ями; данные для АЭС приведены в табл. 11.1); ТЭС мощностью 1 ГВт (эл.) занимает площадь в 120—160 га (без водоема-охладителя) [6].

* При содержании урана в руде примерно 1% и менее.

** Безвозвратные потери.

4 При прямоточном охлаждении конденсаторов электростанций [или ~ 50 и ~ 33 м3/с соответственно для «типичных» АЭС и ТЭС мощностью 1 ГВт (ал.)].

Таблица 11.5. Газоаэрозольные выбросы угольной ТЭС по данным Института биофизики Минздрава СССР и работы [9]

Вещество

Количество, т/[ГВт(эл.) • год]

Вещество

Количество, т/[ГВт(эл.) • год]

c029.106

S02(1—2)-105

Аэрозоли(0,2—1,0)-105

NO*(1—10)・104

Примечания: 1. Радиоактивные вы6р< улавливание золы 90—98%, содержание серы в

Углеводор оды(1 —10)-102

Фториды〜I®

Токсичные металлы10——20

эсы — см. табл. 12.6. 2. Зольность угля 20%, угле 1,3—2,6%.

Следует отметить, что расход воды для охлаждения конденсаторов электрической станции, площадь водоема-охладителя и расход мауе- риалов без топлива в ЯТЦ примерно в 1,5 раза больше, чем в УТц.

В части 6 рассмотрено воздействие химического загрязнения окружающей среды в результате работы УТЦ на здоровье человека. Здесь приведен ряд примеров отрицательных последствий этого загрязнения для окружающей среды и отмечены некоторые его особенности.

Одним из наиболее опасных загрязнителей биосферы является SO2. Его присутствие в атмосфере даже при концентрации ниже ПДК для человека отрицательно влияет на растительность, особенно на хвойные породы деревьев. В районе расположения некоторых крупных ТЭС, работающих на угле с относительно большим содержанием серы, наблюдается гибель хвойных лесов. Вымываемая из атмосферы осадками SO2 превращается в серную кислоту и окисляет воду рек и других водоемов. Это отрицательно сказывается на росте и развитии рыб, ,Другое отрицательное последствие выбросов SO2 — коррозия

При выбросе через высокие трубы SO2 может переноситься на большие расстояния — на многие сотни километров. Наиболее характер- ныи пример —— кислотное загрязнение водоемов в Скандинавских стра-

нах в результате выбросов S5 тепловыми станциями Великобритании и других европейских стран.

ектовектовВоздейетвие УТЦ на биосферу характеризуется рядом эф(|

ектов

ектов

глобального характера. Главный из них ― нарушение теплового ба

ланса Земли в результате выбросов в атмосферу СО2 и пыли. Первый из этих загрязнителей атмосферы вызывает повышение температуры Земли за счет так называемого «парникового эффекта», второй — понижение температуры вследствие уменьшения прозрачности атмосферы. Пока эти эффекты малы. Однако при сохранении Существующих темпов развития энергетики на органическом топливе, и при дисбалансе суммарного действия этих двух эффектов после 2б(Ю г. можно ожидать значительного ивменения средней температуры Земли 112^15].

Другой важный эффект глобального характера ——большое по

требление кислорода при сжигании органического топлива. К концу

текущего столетия при минимально прогнозируемых темпах развития энергетики будет пслребляться около 50 млрд, т кислорода, т. е. примерно % часть его ежегодного воспроизводства в природе.

На основе анализа снеговых и ледниковых проб в ряде регионов мира, включая такие, как о. Гренландия и Антарктида, установлено повышение уровня ^выпадений Pb, Cd и ряда других металлов. Вряд ли есть основания сомневаться в роли, которую играет традиционная энергетика в подобном глобальном загрязнении биосферы, если принять во внимание наличие металлов в угле [16, 17]. В настоящее время угольные ТЭС выбрасывают в атмосферу больше некоторых токсичных металлов, чем их производит металлургия цветных металлов 19].

6

Влияние ядерного и угольного топливных циклов на здоровье человека

Выше уже было отмечено, что наряду с ядерной энергетикой наиболее перспективным видом энергетивд с точки зрения обеспеченности технически и экономически доступными сырьевыми ресурсами является угольная. Для разработки планов и прогнозов в области энергетики； важно оценить влияние разных ее отраслей не только на окружающую среду,, но и на , здоровье человека. В шестой чаетц книги проводится сравнение топливных циклов ядерной и угольной энергетики по степени воздействия на здоровье человека. В этом сравнении учитываются все стадии цикла (не только работа АЭС или ТЭС) й все возможные факторы воздействия на здоровье персонала и населения: радиационное облучение, нерадиационное воздействие, влияние химических загрязнителей биосферы, несчастные случаи на производстве, профессиональные заболевания и пр.

Гл ава 12

Медицинские аспекты стоимости энергии

Проблемы риска, преждевременной смерти

Человек постоянно подвергается риску воздействия неблагоприятных или даже несовместимых с жизнью факторов. Риск сопутствует человеку на произодстве и в быту, при любом виде деятельности или даже при полной бездеятельности, поскольку последняя также может отрицательно сказаться на здоровье. Успехи< достигнутые в XX столетии по увеличению средней продолжительности жизни человека до 70 лет и более, стали возможными прежде всего благодаря тому, что научно-технический прогресс позволил определить роль и устранить „воздействие ряда инфекционных и других факторов риска. Однако достигнутый уровень средней продолжительности жизни еще далеко не исчерпывает биологически обусловленных возможностей человека жить до 100——150 или даже до 200 лет.

Подобный разрыв объясняется тем, что человек продолжает подвергаться разного рода неблагоприятным воздействиям. Это различ-

ного рода несчастные случаи на производстве и в бы疗入;^йпедствня стрессовых нагрузок, ведущие к инфаркту миокард^ в <р^йм сердечно-сосудистым заболеваниям; воздействие неблагоприятнйм1физйче- ских и химических факторов окружающей среды, ■■в;;._ч|с|й<йти канцерогенных, способных вызывать рак; эффекты вредней Шрйвычек — курения, злоупотребления алкоголем; влияние переедания и непрл- ноценного по составу питания; последствия недостаточно подвижного образа жизни; результат ошибок медицинской диагностики или невыполнения врачебных рекомендаций.

Объективная количественная оценка существующих факторов риска, сопутствующих современному человеку в быту и на производстве, необходима и обязательна для определения оптимальных путей дальнейшего прогресса в сохранении здоровья людей.

Роль некоторых важных современных факторов риска уже определена с той или иной степенью достоверности. Например, обширная статистика убеждает, что риск погибнуть в результате несчастного случая в сфере производства в промышленно развитых странах существенно меньше риска погибнуть в автомобильной катастрофе (лишь в США ежегодно гибнет на дорогах около 50 000 чел.). Имеются убедительные свидетельства того, что ущерб здоровью, (^условленный воздействием важнейших вредных производственных факторов, меньше, чем ущерб, обусловленный курением.

Многие виды риска, особенно из числа связанных с загрязнением окружающей среды, еще не поддаются оценке. Однако определяющая роль факторов окружающей среды в возникновении многих видов патологии у специалистов не вызывает сомнений. Становится общепризнанным мнение, что не существует способов получения энергии, не сопряженных с риском. Это утверждение справедливо и в отношении новых, нетрадиционных ввдов энергетики (солнечной, ветровой и др・)， требующих производства и расходования большого количества металлов и других материалов, а также трудовых ресурсов.

В свете изложенного становится достаточно очевидной актуальность оценки риска и возможного ущерба здоровью, связанных с получением энергии в двух наиболее важных типах энергетики — угольной и ядерной. 「

Эффекты загрязнения окружающей среды

Энергетика является в настоящее время и, по-видимому, останется в ближайшем будущем одним из главных источников загрязнения окружающей среды. По мнению ряда специалистов, до 80% заболеваемости раком легких и многими другими формами рака обусловлено экзогенными факторами, среди которых заметную роль играют загрязнения биосферы [1——4]. Значительная часть веществ, загрязняющих атмосферу, в том числе выбрасываемых энергетическими предприятиями, обладает мутагенным и гонадотропным действием, т. е. способна

отражаться на здоровье потомства. В последние годы стал очевидным глобальный характер воздействия энергетики на окружающую среду и здоровье человека, в том числе и для альтернативных видов энергетики, и прежде всего энергетики на органическом топливе. Уже в ближайшие десятилетия мощности и выбросы энергетических предприятий, если не будут приняты соответствующие меры, могут возрасти настолько, что концедтрации вредных веществ в биосфере могут возрасти до опасный значений.

Сказанное объясняет интерес к оценке не только экономической стоимости и конкурентоспособности различных способов производства энергии, но и к их относительной опасности для окружающей среды и здоровья человека. В общем ввде задача сводится к тому, чтобы определить «цену» производства единицы энергии с помощью различных источников энергии в сопоставимых показателях ущерба для окружающей среды и здоровья человека, с тем чтобы облегчить создание оптимальной структуры энергетики.

Гигиеническая оценка разных типов энергетики сопряжена со многими сложностями, одна из которых заключается в том, что эффекты, вызываемые в организме человека воздействием энергетических производств различных типов, трудно сопоставимы. Многие виды воздействий количественно изучены недостаточно (например, эффекты, обусловленные воздействием сернистого ангидрида, окис Лов азЬта^ пыли; связь между токсическими, в частности канцерогейными, веществами и заболеваемост^к) населейцй),

В последние несколько лет проведены исследования относительной опасности разных способов производства энергии. Однако в большинстве из них даны сравнительные оценки влияния выбросов только АЭС и станций на традиционном топливе. К тому же эти оценки даются лишь по отдельным компонентам выброса (естественным радионуклидам), а не по всей совокупности вредных веществ [5——10]. В отдельных более поздних работах предпринимается попытка дать оценку выбросам не только АЭС и ТЭС, но и других предприятий топливного цикла II1—16]. Однако и эти оценки неполны из-за учета только части компонентов вредных воздействий. В частности, они не позволяют количественна оценить вред химических компонентов выбросов, в том числе таких веществ, которые обладают канцерогенным действием.

Чрезвычайно важным моментом, как правило, упускаемым из виду при определении «цены» энергопроизводства, является ущерб для здоровья не только населения, но и персонала, обеспечивающего топливный цикл. Количество людей, занятых в энергетике, составляет существенную часть населения промышленно развитых стран. Так, в СССР численность рабочих и инженерно-технического персонала, занятого лишь добычей угля, составляет около 1 млн. чел. [17, 18]. На некоторых этапах энергетических циклов персонал подвергается воздействию ряда вредных производственных факторов. Ниже рассмотрены главные из них — риск несчастных случаев й профессиональные заболевания на основных этапах топливного цикла.

При сравнение ядерного и угольного топливных циклов обобщена имеющаяся отечественная и зарубежная информация, Охарактернзо- ваны' ^опредёленйости, с которйми приходится сталкиваться при гигиенической оценке разных тйпрв энергетики, а таюке частично приведены ранее/ не пубЖкбвавШй&я данные обширных йсследова- нии, п]роведенных в Институте биофизики Минздрава СССР： На основании такого комп^гексного подхода дается оценка возможного ущерба для населения и персонала за счет ЯТЦ и УТЦ [11, 131 (см. также 【16, Щ в гл.⑷,—： ’

Выбрр для сравнёния циклов двух т^ энергетики — ЯТЦ и УТЦ г-- <)йуслрцлейдём, что в ближайшее десятилетия они буд^т пре- обладакчцими спостеами производства: ^кёртии (см. гл. I, a takiKe [19^ 20]^/ Прргнозирдв^ плаййроЙанйё развитий й раЙбЙ^льнде и^пЬльзрд^нйе. кажДогр из них к ййЙйГельной степени завися^ of ббъ- ектйвндй количественной оценки вЛййййя э^их отраслёй энергетики на сдружающую среду й здорЬвье чё^гЬЙека. ；：

宀 С斗癇轩屮鷺州％*?肥 всех сЖЬй^；^ рйь идет об адерМой 2庶РГ谶Kg R aH|M^#QW^ ^ЙЙЙ^^ наиболее 9бтор9Ж^ад> т-^-даймёцее ЬртЙйвдЙче^

СТ?Ю J £Rt Зл.) М・,г乱 2). Wp0f^ Здоровья 11ел6века оценен но трем показателям： / 1 …

число случаев п]реждеврёменйЬи смёдтй (от рака в результате облучения персондлд и раселёййя； 6Т прдфёссиойальйых заболеваний, 立е св03aH啊х с облучедием, ~- йнёвйокониозЬв и пылевых бронхитов уи^рд^^одцх ц дер9рндла обдНтит^льных фабрик; от несчастных случаев ； |^ даздйх стадияк 4рЙлЙйЙого цикла; от рака, вызванного у нас^евдя хЖ#Я^кц^й кайцерб^енЬми, содержаицимися в внбро- сахугоЖных^ ； ? 二，

2J потеря 1^о^ЛЖтУ1ьйо<гтй ЖЧ^й^» иел-Н”;

потере2фудосп(х:дбностй,^^ ^

При оценках последних двух показателей использованы следующие исходные данные. Потеря продолжительности жизни вследствие вредных воздействий на здоровье персонала принята равной: от смерти в результате ракового заболевания ~-10 лет [211; в результате вн- лечецнрго рака ——5 лет; от несчастного случая со смертельным исходом —30 лет; за счет йсех несмертёльных случае^ (травм), приходящихся на один смертельный несчастный случай, — дополнительно 30 л^т; от профзаболевания с учетом относительно короткого срока развития и м(едаённо прогрессирующего течения — 5 лет (см. [1]

Для населения принято, ч!0 потери составляют в случае смерти от рака? вызванного облучением или химическимй канцерогенами, 30 лет, рт вылеченного рака J0 лет. [

Потеря трудоспособности принята: а) у персонала в итоге вылеченного или приведшего к смерти райа — 5 Лет; несметных случаев со

смертельным исходом — 20 лет; всех несчастных несмертельных случаев, приходящихся на один смертельный, — 10 л^т [21]; из-за профзаболевания—5 лет; б) дл населения в случае смерти от рака —— 20 лет, вылеченного рака ——5 лет.

Принято, что число заболевших раком относится к числу умерших как 1 : 1 (т. е. вылечивается 50% заболевших), за исключением рака легких, вызванного у населения химическими канцерогенами, содержащимися в выбросах ТЭС. В последнем случае ущерб от вылеченного рака не учитывался.

Глава 13 .-jjgh tj 〔

Воздействие ЯТЦ на здоровье человека "

Основные факторы риска й ЯТЦ

Основными факторами, способными приносить ущерб в результате работы отдельных звеньев ЯТЦ, яцляются облучение персонала и населения, несчастные случаи с персоналом, профессиональные заболевания, не связанные с ионизирующим излучением. НеобходМость учета всех указанных видов ущерба для опредейеййй «цены», ксГгор^ук) общество платит за энергию, можИ проййлюс^фйр(йкнаsсйёдую- 1цим. Известно, что в странах с разййтой углёд^йвайщей йрШьвд- ленностью пневмокониозы* у Шахтеров, дЬбйва1бщйх угсйь;; ШиДу характера течения этой болезнй и большой ее распространенности, по мнению компетентных специалистов, представляют собой социальную проблему [1—4]. В то же время согласно материалам, обобщенным в Публикации 27 МКРЗ (см. [21] в гл. 12), в Великобритании в среднем по всем отраслям промышленности в год от несмертельных несчастных случаев теряется 20 млн. чел-дней и лишь 0,7 млн. чел- дней—— от профзаболеваний. В большинстве отраслей промышленности (кроме угольной) профессиопальные заболевания дают гораздо меньший вклад в общий ущерб здоровью, чем производственные травмы. Весьма важно, что различные отрасли производства резко отличаются по частоте, характеру и последствиям травм и про^ссйональ- ных заболеваний. Так, в ФРГ в горнодобывающей промышленности на 160 случаев смерти от несчастных случаев зарегистрировано 75 случаев смерти от профзаболеваний. Последний показатель в 10 раз выше, чем в машиностроении и химической промышленности f5L Работы по сравнению опасности ядер ной и альтернативных типов энергетики, не учитывающие основных последствий производственной дея

* Пневмокониоз — возникающее под влиянием пыли, накопленной в легких постепенно развивающееся и медленно прогрессирующее заболевание, выраженные формы которого наблюдаются, как правило, у пожилых рабочих, техников, инженеров, постоянно работавших в условиях повышенной запыленности [1У 4,7].

ектамн облучения, не поз-ектамн облучения, не поз-тельности и ограничивающиеся лишь з

ектамн облучения, не поз-

ектамн облучения, не поз-

воляют вынести объективные оценки*

-В данной главе приводится оценка возможного суммарного ущерба для здоровья человека вследствие производства ядер ной энергий* в открытом ЯТЦ (его основные параметры приведены в гл. 2). При этом данные, оценивающие ущерб от несчастных случаев и профессиональных заболеваний нелучевой этиологии, характеризуют с той или иной погрешностью реально наблюдаемый ущерб, в то время как ущерб в результате облучения представляет собой по существу расчетные значения возможного максимального ущерба (см. часть 2).

Дозы облучения персонала и населения за счет ЯТЦ

Добыча урана. На стадии добычи урана основной вклад в коллективную дозу дает облучение персонала, работающего под землей. С поверхности рудника (из отвалов) в атмосферу на каждые 105 т добытой руды может поступать в год до 100 Ки 222Rh, что не даёт заметного вклада в облучение населения. Вентиляционные выбросы шахт также обусловливают поступление в атмосферу определенных количеств 222Rn и его дочерних продуктов, одаако эти количества практически не влияют на общее содержание указанных нуклидов в атмосфере, а обусловленные ими дозы облучения населения пренебрежимо малы [6]. Оценка дозовых нагрузок за счет добычи урана, приведенная ниже, основана на следующих предпосылках.

Потребность в природном уране в ЯТЦ составляет 244 т на 1 ГВт (эл.) • год (см. гл. 2). Для получения такого количества урана при его содержании в руде на уровне 0,2% требуется добыть в нод 122 000 т руды. Согласно усредненным по всему миру данным рабочий в год добывает количество руды, адекватное 3 т урана [6].

Таким образом, для получения 1 ГВт (эл.) • год энергии требуется примерно 80 чел-лет работы по добыче руды. Руда, как известно, частично добывается в шахтах под землей, а частично путем открытых разработок. В последнем случае условия труда существенно лучше —— меньше запыленность и загазованность воздуха, ниже дозовые нагрузки, а также риск несчастных случае^. В разных странах доли урана, добываемого под землей и с поверхности, неодинаковы. Например, в США в 1975 г. 60% руды добывалось открытым способом, а 40% ——под землей; к 2000 г. ожидается обратное соотношение. С учетом более высокой производительности труда при открытых разработках, а также перспективы истощения запасов поверхностно залегающих руд можно принять, что 80% трудозатрат (64 чел-лет) падает на подземную дс^ычу^ а 20% (16 чел-лет) — на добычу с поверхности.

При добыче урана под землей основным дозообразующйм фактором являются 222Rn и его дочерние продукты, воздействующие на эпите-

лий бронхов. Концентрация 222Rn 1 • 10-10 Ки/л соответствует концентрации его дочерних продуктов (3——5) • 10-11 Ки/л [27, 28]. Для оценок радиационной опасности смеси Rn и его дочерних продуктов используется понятие рабочего уровня (РУ), который соответствует излучению 1,3 • 105 МэВ скрытой энергии а-частиц на 1 л воздуха. Концентрация 222Rn, равная 1 • 10-10 Ки/л в условиях равновесия с дочерними продуктами, соответствует 1 РУ. Работа в течение месяца (170 ч) при концентрации 1 РУ дает экспозиционную дозу в 1 РУМ — рабочий месячный уровень, соответствующий средней дозе на легочную ткань 0,5 сГр, С учетом реальных условий в шахтах при этом уровне доза облучения базального эпителия бронхов, ответственного за развитие рака, равна 1 сГр при дыхавди носом и 2 сГр при дыхаиий ртом. Для перехода к эквивалентной дозе НКДАР рекомендует значение весового коэффициента для а-излучателей в воздухе шахт равным 5—10. Таким стразом, 1 РУМ соответствует в среднем дозе на эпителий бронхов 1—1,5 сГр, или около 10 сЗв [6, 8].

Концентрация Rn в хорошо вентилируемых рудниках обычно не превышает 1,5 • 10-10 Ки/л. Так, во Франции средние концентрации составляют 0,11 РУ, что соответствует 1,3 РУМ, или 1,5 сГр на эпителий бронхов в год. По данным НКДАР облучение легких у горвдков составляет за год 1,3—1,9 РУМ, т. е. 1,5—2 еГр [&L По даошымгз# 7 лет, полученным на ряде рудников страны, ср^негодовые Kt^mtr- рации 222Rn тдм колебались в пределах (1—1,5) • 1Q-1? Ки/Личта соответствует дозе 1,3 —1,5 РУМ, или одадо 1,8 сГр >.тод I无 8k l®W+ воздействующие на щахтерот-угольщиков^ (^ад на порядок даже [9—14]. Таким образомколлективная дша облучения подземных рабочих, обеспечивающих годовую работу номинальной АЭС, составляет -

1,8 X 65 я^ 1,2 чел-Гр.

На открытых разработках облучение легких у рабочих примерно в 3 раза меньше, чем под землей, что дает коллективную дшу

0,6 X 16 « 0,1 чел-Гр.

Таким образом, суммарная коллективная доза облучения легких (базального эпителия бронхов) при добыче 1,2 * 105 т уран€^1эЛцы, необходимой для выработки 1 ГВт (эл.) • год, составляет при^ряо 1,3 чел-Гр, или ^ 8 чел-Зв. Эта доза при использовании взвешивающего фактора, равного 0,12, позволяет получить для расчета)одерба эффективную эквивалентную коллективную дозу около 1 чел-Зй.

Помимо Rn и его дочерних продуктов на рабочих урановых рудников воздействует внешнее ^-излучение. В среднем доза за счет этого облучения равна 1 Р в год под землей и около 0,5 Р в год на поверхности. Таким образом, коллективная доза на все тело, обусловленная внешним облучением, у подземных рабочих составляет О,64 чел-3в, а у надземных рабочих — 0,08 чел-Зв.

9 Зак. 1922

Общая эффективная эквивалентная доза за счет добычи урановой руды составляет примерно 1,7 чел-Зв / [ГВт (эл.) • год].

Переработка урановой руды и изготовление топлива. Эта операция, так же как и добыча U, не связана со сколько-нибудь существенным облучением населения. Коллективные дозы облучения персонала при переработке 105 т руды и изготовлении топлива из извлеченного из нее U примерно в 1,5 раза меньше, чем при добыче этого количества руды, и составляют около 1,1 чел-Зв.

Выработка энергии на АЭС. Дозы облучения персонала, работающего на АЭС, изучены достаточно хорошо. Средние годовые индивидуальные дозы на различных АЭС, как правило, не превышают 1,5 сЗв. Наибольший вклад в дозу дают ремонтные работы [15].

Согласно данным Научного комитета по действию атомной радиации при ООН (НКДАР ООН) коллективная доза облучения персонала составляет 10 чел-Зв на 1 ГВт (эл.) • год. Основной вклад в дозу дает внешнее облучение. Таким образом, годовая коллективная доза при работе АЭС мощностью 1 ГВт (эл.) для персонала по тем же оценкам составляет около 8 чел-Зв. В СССР на АЭС с серийными реакторами ВВЭР-400 коллективная доза составляет около 2 чел-Зв, с первыми РБМК ——20 чел-Зв/ [ГВт (эл.) • год]; на последующих блоках эта доза ниже. В среднем по нашей стране для расчетов далее принята оценка, совпадающая с оценкой НКДАР [27].

В отличие от предыдущих стадий ЯТЦ при эксплуатации АЭС существенный вклад в коллективную дозу дает облучение населения. Согласно оценкам, приведенным в части 3 книги, коллективная региональная доза облучения населения за счет радиоактивных выбросов и сносов АЭС не превышает 1 чел-Зв/ [ГВт (эл.) • год] (для АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК). Глобальные эффекты воздействия АЭС на население оцениваются дозой 0,6 чел-Зв/ [ГВт (эл.) • год] (ожидаемая коллективная доза ——в основном за счет выбросов 14С). Следует отметить^ что в докладе НКДАР для региональной дозы облучения приводится большее значение — 4 чел-Зв/ [ГВт (эл.) • год]. Это обусловлено тем, что она получена усреднением данных по всем действующим АЭС, в том числе по давно построенным. Их радиоактивные выбросы и соответственно дозы облучения населения в несколько раз больше, чем на современных серийных АЭС.

Регенерация топлива^ На основе имеющегося опыта эксплуатации заводов по переработке топлива НКДАР ООН оценил коллективную дозу облучения всего тела для профессиональных работников равной 10 чел-Зв на 1 ГВт (эл.) • год [6].

Согласно данным, приведенным в части 3, облучение населения на этом этапе ЯТЦ характеризуется следующими значениями приведенной коллективной дозы: 2 — для региональных воздействий и 3,5 чел-Зв/ [ГВт (эл.) • год! — ожидаемая доза [вследствие глобального воздействия.

Необходимо иметь в виду, что эти значения в будущем могут претерпеть некоторые изменения после накопления фактических дан-

пых по радиоактивным выбросам (сбросам) крупных заводов по переработке топлива и соответствующим им дозам облучения населения, а также в результате возможного изменения технологии обрагце- ния с газообразными радиоактивными отходами (в особенности с Т, У и 85Кг).

Хранение и обезвреживание отходов. Коллективная доза облучения персонала, обеспечивающего удаление, храпение п захоронение радиоактивных отходов, но общепринятым оценкам пренебрежимо мала [0,01-- 0,03 чел-Зв па I ГВт (зл.) • год!, вследствие чего ее можно отдельно не учитывать. Еще менее существен вклад этого этапа ЯТЦ в odviyneiiHe населения.

Транспортировка топлива и отходов. В SIT" не (гриходится иметь дела с перевозкой значительных грузов на большие расстояния. Проведенные оценки свидетельств^^ют о незначительном вкладе транспортных операций в коллективную дозу. Перевозка топлива к реактору п отходов АЭ(2 к месту захоронения дает за год около 0,05 чел-Зв для персонала и е1це меньше для населения. Коллективные дозы за счет перевозок при добыче и обогащении топлива и удаления отходов составляют сотые доли человеко-зиверт и при расчетах могут ие приниматься во внимание.

Аварии. Практика эксплуатации реакторов свидетельствует о незначительном риске аварии, при которой существенная часть радиоактивных веществ, содержапи^хся в реакторе, была бы выброшена в окружающую среду. Специальные конструкторские репюпия, направленные на предупреждение аварии и выхода нук/шдов в окружающую среду в случае, если она все же произойдет, делают подобшие оптимистические оценки достаточно обоснованным?! (см. гл. 6).

Демонтаж реакторов. Предполагается, что после примерно 30 лет работы реактор может быть демонтирован. Воздействие при этом на население ожидается кратковременном и пезиачптелыгыи. Коллективная доза облучения персонала, по-видпмому, составит 6 1() чел-Зв, пли не более 0,4 чел-Зв на I ГВт (эл.) • год.

Исследовательские разработки. Создание п coBepiueiicTBOBaiine предприятий ЯТЦ требуют проведения исследовательских разработок, при которых персонал - научные сотрудники и инженерно-технический состав - - подвергается облучению. Окружающая среда и население при этом затрагиваются в меньшей мере. Оценка 北()з за счет этих работ сопряжена с известными трудностями, поскольку сложно из всего комплекса исследовательских работ, связанных с облучением, выделить ту часть, которая относится лишь к ЯТЦ. Поданным Н К ДАР коллективная доза составляет 5 чел-Зв в результате облучения персонала и 0,1 чел-Зв вследствие облучения населения на 1 ГВТ (эл.) X 义 год.

Сводпые данные о коллективных дозах, обусловлеипых ЯТЦ, представлены в табл. 77

Возможный ущерб здоровью персонала и населения от облучения при производстве ядерной энергии

При оценке ущерба здоровью человека в результате облучения при энергопроизводстве в ЯТЦ используются соотношения доза ——эффект, полученные на основе концепции беспороговой линейной зависимости и дисконтированные ожидаемые дозы (см. гл. 3 и 7).

Риск возникновения злокачественных опухолей вследствие облучения, обусловленного работой предприятий ядерной энергетики, представлен в табл. 13.1. Данные этой таблицы позволяют оценить суммарный ущерб за счет всех этапов осуществления ЯТЦ, необходимых для получения 1 ГВт (эл.) • год. Приведенные в ней числа случаев смерти от раковых заболеваний следует увеличить примерно в 1,5 раза, чтобы получить возможный ущерб от всех последствий облучения ——соматических и генетических. Нетрудно видеть, что полученный таким образом ущерб незначителен и составляет по стране 0,5 единичного случая на 1 ГВт (эл.) • год. В случае учета ожидаемых доз и наследственных дефектов у отдаленных" потомков населения всего земного шара ущерб составит примерно 1 случай смерти и врожденных дефектов за ряд поколений на 1 ГВт (эл.) • год.

Общие потери, обусловленные радиационным фактором, которые выражают сокращением продолжительнсюти жизни и периода трудоспособности, приведенные в табл. 13.1, не являются полными. Они

Табл иц а 13.1. Расчетные значения ущерба здоровью персонала и населения

Стадия |ТЦ

Число случаев раковых заболеваний со смертельным исходом

Персонал

Население**

Всего

■ Добыча урана

Переработка руды и изготовление топлива

Получение энергии на АЭС

Регенерация топлива, удаление отходов

Демонтаж реактора

Исследовательские разработки

0,02

0,01

0,1

0,1

0,003 0,05

〜0

〜0

0,02

0,05

〜0

0,001

0,02 0,01

0,12 〜0,15

0,003 0,05

В с е с т а д и и

〜0,3

〜0,07 (0,01)

〜0,40 (0,32)

• При наличии неопределенностей в значении доз облучения ущерб рассчитан по наи- $

•• Для населения всего земного шзра на основе расчета ожидаемой дозы. Для населения *** С учетом случаев вылеченного рака.

Ущерб в результате несчастных случаев с персоналомЖ

не включают потерь, вызванных генетическими повреждениями, поскольку количественно оценить ущерб от этого вида повреждений затруднительно. Повидимому, общий ущерб с учетом этого фактора, а также облучения в резулыгате аварий не превышает приведенного в табл. 13.1 более л ем в 1,5—2 раза (см. гл. 3).

Ущерб в результате несчастных случаев с персоналом

Имеющиеся по разным странам данные показывают, что основное количество несчастных слуяаев происходит на этапе добычи руды, притом в рудниках в несколькараз чаще> чем при открытых разработках. Так, в США в 1964^1969 гг.иа 10^ т добитой урановой руды в шахтах погибло 1,9 и было ранено 74 человека, на открытых разработках тг- соответственно 0,3 hi10^8 человека (см. 114] в гл^ 12). Если для расвепж принять содержание U в руде 0,2%, потребность в U для производства 1 ГВт (эл.) • год 244 т, отношение добытой руды под землей и с поверхности 1 : 1, то окажется, что для производства 1 ГВт (эл.) • год требуется добыть в рудниках и карьерах по 61 000 т руды, что связано с риском 0,11 случая со смертельным исходом при работах под землей и 0,018 ——в карьерах, а также 4,4 случая инвалидности при подземных работах и 0,65 — в карьерах. Таким образом, добыта урановой руды сопряжена с риском смерти от несчастного случая на ^ррвне 0,13, ранений и инвалидности — на уровне 5 случаев на 1 ГЙт (эл；.)Х

пх^ 1*сГсГпх^ 1*сГсГА 035 о о ■А 035 о о ■о о ^-5 3 ^о о ^-5 3 ^55 15 1055 02 о о е о о о -55 15 1055 02 о о е о о о -о о - 4о о - 4002~°>002~°>2 1 • 6 5 • о 5ОО "2、 ОО2 1 • 6 5 • о 5ОО "2、 ОО5 1* см 1 009503 ООУО1 ОО5 1* см 1 009503 ООУО1 ООо,3,о,3,о ) 2,3, 而о ) 2,3, 而5, If*5, If*5 о ,21 , ~(05 о ,21 , ~(0

пх^ 1*сГсГ

пх^ 1*сГсГ

А 035 о о ■

А 035 о о ■

о о ^-5 3 ^

о о ^-5 3 ^

5

5 15 1055 02 о о е о о о -

5

5 15 1055 02 о о е о о о -

о о - 4

о о - 4

002~°>

002~°>

2 1 • 6 5 • о 5

ОО "2、 ОО

2 1 • 6 5 • о 5

ОО "2、 ОО

5 1* см 1 009503 ООУО1 ОО

5 1* см 1 009503 ООУО1 ОО

о,

3,

о,

3,

о ) 2,3, 而

о ) 2,3, 而

5, If*

5, If*

5 о ,2

1 , ~(0

5 о ,2

1 , ~(0

вследствие облучения при энергопрогизводстве в ЯТЦ*—fmr ^ £Вт(эл.) тод]

Сокращение продолжительности жизни, чел-лет

Потеря трудоспособности拿

* чел-лет

Общие потери, чел-лет

Персонал

Население**

Персонал

Население**

Продолжительность жизни

Трудоспособность

большему значению.

СССР ущерб примерно на порядок меньше (указан в скобках).

9в Зак. 1922

Смертность от несчастных случаев при добыче урановой руды в США несколько превышает аналогичные показатели при добыче угля или примерно равна им. Согласно обобщенным за 10 лет (1965— 1974 гг.) данным по 28 странам смертность в угольной промышленности составляет один случай в год на 1000 работающих (см. [16J в гл. 12). Этот показатель и был принят при расчетах. Выше было определено, что для производства 1 ГВт (эл.) ♦ год требуется 80 чел-лет работы по добыче руды. Таким образом, метод расчета с использованием данных по угольной промышленности также дает оценку порядка 0,1 случая смерти в год от несчастных случаев при горных работах.

Степень ущерба от несчастных случаев в показателях сокращения продолжительности жизни и трудоспособности, принятая для расчетов, была приведена выше (см. Введение к части 6). Здесь добавим, что ранения и инвалидность при авариях, по-видимому, также влияют на продолжительность жизни, что учтено в расчетах. Указанные оценки весьма приблизительны, однако в данном случае наличие даже ориентировочных оценок предпочтительнее их полного отсутствия, так как они позволяют прийти к более объективным выводам, чем без учета этих показателей.

Оценки ущерба, рассчитанные по приведенным данным на стадии добычи руды, отнесенные к 1 ГВт (эл.) • год, равны:

Сокращение продолжительности жизни, чел-

лет:

от несчастных случаев со смертельным исходом ... 30x0,13=3,9

от ранений 3,9

Всего7,8

П о тер и Труд о способности, чел-лет:

от несчастных случаев со смертельным исходом .. 20x0,13=2,6

от ранений •••......,1,3

с € г о ' '•• - ■ ■■■ • ■ •• ' '- • - •• •■■■■«-• - ■■« * *. - •■3,9

На стадии переработки руды и изготовления топлива количество несчастных случаев со смертельным исходом на единицу производимо- го топлива на два порядка меньше, чем при его добыче (см. [16] в гл. 12).

В отношении несчастных случаев, связанных с травмами от падений, ушибов, от ожогов и поражений электротоком, получение энер- гии на АЭС не является производством с высокой степенью опасности. Имеющиеся оценки риска по перечисленным и подобным видам несчастных случаев находятся на уровне 0,01 случая со смертельным исходом (соответствуют потере продолжительности жизни 0,3 чел-года^ потере трудоспособности 0,2 чел-года). Эти показатели могут по различным странам и АЭС несколько изменяться, однако незначительно> поскольку они выведены на основе многочисленных статистических данных, а условия труда на АЭС в целом достаточно схожи.

Гораздо менее достоверны оценки возможных потерь от гипотети* ческих катастрофических несчастных случаев. Согласно единичным

Общие потери*,чел-летОбщие потери*,чел-летСтадия топливного циклаСтадия топливного цикла0MH00S40»0MH00S40»1ФП•，弓<uh «sbQ •одюооосоо»- ■Adl BdvHou1ФП•，弓<uh «sbQ •одюооосоо»- ■Adl BdvHou^ё-s^ sffims^ MIUOH •Л5НЯ^§« ，odu KdQIOU^ё-s^ sffims^ MIUOH •Л5НЯ^§« ，odu KdQIOUHIOOH•Юооосоо5аьHIOOH•Юооосоо5аьSKWS^ HIuOHqwI «SM^e-OS^KSKWS^ HIuOHqwI «SM^e-OS^KДобыча урана0,13Переработка руды и изготов- 0,001 ление топливаВыработка энергии на АЭС0*11Транспортировка топлива й0,01отходовДобыча урана0,13Переработка руды и изготов- 0,001 ление топливаВыработка энергии на АЭС0*11Транспортировка топлива й0,01отходов6 2 2 22,0,2,0,6 2 2 22,0,2,0,9 3 3 33,0,3,0,9 3 3 33,0,3,0,9 3 3 3 30,3,0,9 3 3 3 30,3,0,8& 7,08& 7,0,6666,0,,6666,0,

Общие потери*,чел-лет

Общие потери*,чел-лет

Стадия топливного цикла

Стадия топливного цикла

0MH00S40»

0MH00S40»

1ФП•，弓<uh «sbQ •одюооосоо»- ■Adl BdvHou

1ФП•，弓<uh «sbQ •одюооосоо»- ■Adl BdvHou

^ё-s^ sffims^ MIUOH •Л5НЯ^§« ，odu KdQIOU

^ё-s^ sffims^ MIUOH •Л5НЯ^§« ，odu KdQIOU

HIOOH

•Юооосоо5аь

HIOOH

•Юооосоо5аь

SKWS^ HIuOHqwI «SM^e-OS^K

SKWS^ HIuOHqwI «SM^e-OS^K

Добыча урана0,13

Переработка руды и изготов- 0,001 ление топлива

Выработка энергии на АЭС0*11

Транспортировка топлива й0,01

отходов

Добыча урана0,13

Переработка руды и изготов- 0,001 ление топлива

Выработка энергии на АЭС0*11

Транспортировка топлива й0,01

отходов

6 2 2 22,0,2,0,

6 2 2 22,0,2,0,

9 3 3 33,0,3,0,

9 3 3 33,0,3,0,

9 3 3 3 30,3,0,

9 3 3 3 30,3,0,

8& 7,0

8& 7,0

,6666,0,

,6666,0,

Ущерб в результате несчастных случаев с персоналом

Таблица 13.2. Уще^б здоровью персонала, занятого в основных стадиях ЯТЦ, вследствие несчастных случаев на 1 ГВт(эл.)-год

Несчастные случаи со смер-тельным исходом

Всего:Всего:〜16 、

Всего:

Всего:

С учетом несмертельных несчастных случаев.

оценкам, имеющимся в сцеоддльиой деёратуре, этот риск случаев с летальным исходом принимается, равным риску на стадии добыч11 топлива, т. е. составляет 0? J случая, что соответствует потере 3 чел-лет продолжительности жизни и 2 чел-лет трудоспособности. Таким образом, при получении энергии на АЭС суммарные потери от несчастных случаев по продолжительности жизни составляют около 6,3 чел-лет, по трудоспособности ——17,2 чел-лет на 1 ГВт (эл.) • год.

Ущерб от несчастных случаев в результате транспортировки топлива и отходов определяется небольшим объемом подобных перевозок. Потери на железнод,орожном транспорте на 1000 работающих согласно имеющимся в специальной литературе данным по 38 странам колеблются примерно в 20 раз — от 0,09 случая в год (Япония} до 1,9 (Гватемала) (см. []4] в гл, 12), в среднем же потери составляют 0.2—0,3 случая. Потери от перевозок топлива и отходов, обеспечивающих производство 1 ГВт (эл.) • год, оцениваются на уровне 0,01 едучая с летальным исходом и 0,01 случая, завершающегося инвалидностью [6]. В свете данных о несчастных случаях с персоналом на, железных дорогах мира подобные оценки представляются реальными или несколько завышенными. Таким образом, ущерб при транспортировке по показателю сокращения продолжительности жизни оцениваетед на уровне 0,33 чел-лет, от потери трудоспособности — 0,35 чел-лет на. 1 ГВт (эл.) • год.*

Суммарный ущерб от несчастных ejiy^^te в ЯТЦ.на 1，ГВт ^лД X * X год представлен, в табл. 13.2* ：… 二

9в*

Из сравнения данных табл. 13.2 и 13.1 следует, что ущерб вследствие несчастных случаев с персоналом значительно превышает сум- марный ущерб от всех видов радиационного воздействия на персонал и население, вместе взятых. Основной вклад в этот ущерб, как и следовало ожидать, дают несчастные случаи при добыче урановой руды (приводящие к ранению и инвалидности). Другие этапы ЯТЦ, не связанные с работой под землей, более благополучны. В сумме на всех этих стадиях ущерб от несчастных случаев в виде потери трудоспособности на 1 ГВт (эл.) • год составляет 8 чел-лет.

Профессиональные заболевания, не связанные

с облучением

Основной вклад в профессиональную патологию дают работы по извлечению руды (подземные и в карьерах), а также по ее переработке. Главный вредный фактор на этого вида работах ——пылевой. Длительное, в течение 15—20 лет, вдыхание больших количеств пыли может приводить к развитию так называемого пневмокониоза (см. начало гл. 12). В зависимости от состава пыли пневмокониозы разделяют на силикозы (возникают при воздействии пыли, содержащей большое количество двуокиси кремния), сидерозы, асбестозы, талькозы, антра- козы и т. д. — при преобладании в пыли соответственно соединений железа, асбеста, талька, угля. Химический состав пыли предопределяет особенности клинического течения пневмокониозов. Так, силикозы протекают тяжелее, чем антракозы, вызываемые угольной пылью, чаще осложняются туберкулезом.

В результате специально предпринимаемых мер (совершенствования вентиляции, «влажного» бурения и т. п.) запыленность воздуха в рудниках, шахтах и на карьерах страны неуклонно снижается. Однако не везде еще требования санитарных органов и нормы безопасности выполняется постоянно и в требуемом объеме, в результате чего запыленностУ в ряде случаев превышает допустимую по санитарным нормативам. Сложность их соблюдения связана, в частности, с тем, что внедряемая новая, более производительная техника, как правило, в единицу времени производит больше не только руды, но и пыли, в результате чего прежних объемов вентиляции и мер безопасности оказывается недостаточно. Запыленность воздуха в карьерах, как правило, в несколько раз ниж^ чем в рудниках и шахтах, однако и здесь работа механизмов и транспорта сопровождается значительным пылеобр азованйем.

Поскольку урановые руды чаще всего приурочены к твердым порода^, содержащим кремний, основным видом пневмокониозов у горнорабочих является силикоз. Лица, у которых выявляется силикоз или любой другой вид пневмокониоза, переводятся на непылевую работу. Это, как правило, благоприятно сказывается на течении болезни. Однако при развившемся пневмокониозе болезнь может прогрессировать и в случае полного прекращения контакта с пылью. Пневмоконио-

с 1948 по 1958 г. вс 1948 по 1958 г. взы часто осложняются хроническими бронхитами, астмой/ з^гфиземой. При силикозе нередко возникает так называемый"?сйликотуб^рку- лез, протекающий бблее тяжело, чем обычный туберкулез^ Н^мотря на большие достижения в изучении пневмокониозов, в их профилЖ- тике и лечении, ^тУ ^болеммия до сих пор представляют собой про- фессиональнук^ потадогйк! большой социальной значимости [31. Так, в США число 1&ожвд1хь»йшмокониозами составляет до 1 млн. чел, от этого заболевакия i е^оеиодто гумираег около 15(Ю чёл. В Великофита* нии ежегодно регистрируется около 5000 новых заболеваний* а умирает от них окЬяо/1(Х)ё^л в¥6д [21 (ей. также 16] в гл. 12). Широкое осуществление в СССР оздоровительных мероприятий позволило снизить заболеваемости лтвьжошйами ж горнорудной^ промшаленшетй

с 1948 по 1958 г. в

с 1948 по 1958 г. в

.в 13?&рашлИ1. (а^емтавным ^редетиом ирйзфилй wrwor

пневмокониозов,； поз1в6лташйм д^и^ейг дальнейшего снаиШИйя их распространенности, послужило внедрение совремейных средств индивидуальной профилай1гйЕкй, прежде всё^о респираторов. Однако на ряде производств, в рудниках, карьерах продолжают выявляться отдельные случай заболеваний (18, 19]. Вместе с тем возросло число пылевых бронхитов (см. [4] в гл. 14).

В странах с развитой горнорудной и угольной промышленностью пневмокониозы составляют более четверти случаев Ежегодно регйстрй- руе疯ых п{)о4^сейонаЖШ1х табелеваниЙ! У шяхте|юв пбЙ^зйтеЛЙ чай^ тоты легочных бойе^нёЙ Гйрюйрио^ в S рйз вййе,矗意 У н^ЙЙияя (см. [16] 8 гл. 1^)^ В^зсЬма блйжо1 кмЬнёвмЬйеШб^ эт«€Й6^йи, клиническим прояйлёйийм и йеходам прйййк1йт ййлёвыё брбйййьг, как правило, сЬпутстйукиМие1 йнейм^йЬй1ГдзаЪ1. Осббёййоёть тйёния пневмокониозой таксва, 4to ужё черезг f^2 годз п^лё йос^айовкй диагноза у заболевших выявляютсся признаки легочной недостаточности [1,4]. Осложнение пневмокониоза туберкулезом — основная причина смерти больных пневмокониозом горнорабочих в относительно молодом возрасте. Пневмокониоз и его осложнения в шахтах и карьерах, неблагополучных по запыленности, могут в значительной мере сокращать продолжительность профессиональной трудоспособности горнорабочих основных профессий [17, 19—231. Из данных о продолжительности латентного периода й спедифики течения пневмокониозов следует, что эти профессиональные респнратьрные здболебайНа йераксжхЙЕ этиологии могут давать среднее сокращение продолжитёльиоспгй жизни у заболевшего и срока трудоспособности около 5 лет.

Имеющиеся статистические данные по горнорудной промышленности ряда стран о риске заболеваний и преждевременной Смерти за счет пылевого фактора колеблются от 1 до 4 случаев на 1000 чел-лет среди подземных рабочих и от 0,5 до 2 случаев — среди рабочих карьеров. Существенно варьируют и показатели заболеваемости внутри отдельных стран на различных рудниках и карьерах в зависимости, прежде всего, от местных геологических условий, а также от организации труда и мер безопасности. По-видимому, серьезное значение имеют физические и химические свойства пыли, в частности

примеси микроэлементов. В среднем для горнорабочих урановых рудников и карьеров риск за счет пылевого фактора может быть принят на уровне 3 и 1 случаев смерти на 1000 чел-лет работы в рудниках и карьерах соответственно, или, с учетом доли руды, добываемой под землей и на поверхности, в среднем 1,5 случая на 1000 чел>лет.

Исходя из необходимости затраты 80 чел-лет работы горнорабочие на производство 1 ГВт (эл.) • год, ущерб персоналу от профессиональных респираторных заболеваний определяется величиной

1,5 случая X 80 чел-лет/1000 чел-лет = 0,12 случая.

Отсюда потери в ЯТЦ в результате профессиональных респираторных адболеваний на стадии добычи руды по показателям продолжительности жизни и трудоспособности составляют на 1 ГВт (эл.) • год

0,12 случая X 5 лет — 0,6 чел-лет.

Следует сказать, что легочные заболевания — главный, но не единственный вид профессиональной патологии горнорабочих^ Заметное место в ней занимают также вибрационная болезнь и бурситы [40, 45], которые, не вызывая тяжелых последствий, непосредственно ведущих к преждевременной смерти, часто являются причиной инвалидности. Частота этих заболеваний примерно совпадает с частотой пневмокониозов и составляет около 1,5 случая на 1000 чел-лет работы, или 0,12 случая на 1 ГВт (эл.) • год. При прогрессировании эти забо левания приводят к инвалидности, что ведет к преждевременной, примерно на 5 лет, потере трудоспособности. Таким образом, потери трудоспособности от прочих, нелегочных, профзаболеваний горняков также составляют около 0,6 чел-года на 1 ГВт (эл.) • год<

Заболевания пневмокониозом могут встречаться не только при добыче урановой руды, но тагсже при ее переработке. Запыленность воздуха при измельчении руды значительна, однакр трудоемкость этих операций ниже, тем при добыче руды. В результате можно полагать, 4tq дополнительный ущерб от пневмокониозов и профессиональных респираторных заболеваний в целом составит настадии переработки руды примерно 1/4 ущерба на стадии ее добычи, т. е. 0,чел-лет продолжительности жизни и потери трудоспособности на 1 ГВт (эл.)-год, , Профессиональные заболевания, не связанные с облучением или вдыханием пыли, встречаются на многих стадиях ЯТЦ, однако они не дают столь заметного вклада в общий ущерб здоровью. Специфический характер имеет проблема профессионального воздействия боль^ щого нервно-эмоционального напряжения на операторов центрального пульта управления АЭС. Оценивать ущерб от подобного рода воздействий пока мы не умеем, однако представляется вероятным, что, по сравнению с воздействием пылевых факторов на горнорабошх он незначителен и может не учитываться в рамках наших расчегов.

13,6. Общий ущерб от ЯТЦ здоровью персонала и населения2В7

Общий ущерб от ЯТЦ здоровью персонала и население

Данные об ущербе здоровью персонала, обусловленном профеееир-. нальными факторами нерадиащюнной этиологии, обобщены ж табл. 13.3 (без учета несчастных случаев). Что касается наседенвд, то нерадиационные (хнмич^кие и пылевые) факторы не имеют практик ческого зна^ния при получении ядерной энергии (если не считать воздействия выбросов вспфюгательных ТЭС, работающих на органическом топливе).

В табл. 13.4 приведены сводные данные по общему ущербу для персонала и населения от ЯТЦ в целом. Потери вследствие инвалидности, возможно, несколько завышены, поскольку при этйх расчетах все случаи регисадируе^ р@即耳聪第итап^еа приводящими кдараДВД? ности, в то время как часть из них мрг^^ выдать временную утрату

Таблица 13.3. Возможный ущерб здоровью работников ЯТЦ, обусловленный профессиональными факторами нерадца<и(>нноЗ этиологии, на 1 ГВт(ад(.) год

Стадия ЯТЦСтадия ЯТЦПневмокониозы. пылевой бронхитПневмокониозы. пылевой бронхит^SM®s5ao .- -'、；•二 ч>--.- 二0支位Hd@辱F ;?*賢 d 營0簿 В*- .三Y三:.:①:;^SM®s5ao .- -'、；•二 ч>--.- 二0支位Hd@辱F ;?*賢 d 營0簿 В*- .三Y三:.:①:;lalrMSH 城нем 傑 .^.„.. ^ оо.«л^нг. &h許m[£话。 :JL当号" =н 乐SQ8U。 ;&Аеа:卷！ •OHhJI-d#!。ывн ■ KHdsgH@賢卷旦一lalrMSH 城нем 傑 .^.„.. ^ оо.«л^нг. &h許m[£话。 :JL当号" =н 乐SQ8U。 ;&Аеа:卷！ •OHhJI-d#!。ывн ■ KHdsgH@賢卷旦一Общий ущербОбщий ущерб

Стадия ЯТЦ

Стадия ЯТЦ

Пневмокониозы. пылевой бронхит

Пневмокониозы. пылевой бронхит

^SM®s5ao .- -'、；•二 ч>--.- 二0支位Hd@辱F ;?*賢 d 營0簿 В*- .三Y三:.:①:;

^SM®s5ao .- -'、；•二 ч>--.- 二0支位Hd@辱F ;?*賢 d 營0簿 В*- .三Y三:.:①:;

lalrMSH 城нем 傑 .^.„.. ^ оо.«л^нг. &h許m[£话。 :JL当号" =н 乐SQ8U。 ;&Аеа:卷！ •OHhJI-d#!。ывн ■ KHdsgH@賢卷旦一

lalrMSH 城нем 傑 .^.„.. ^ оо.«л^нг. &h許m[£话。 :JL当号" =н 乐SQ8U。 ;&Аеа:卷！ •OHhJI-d#!。ывн ■ KHdsgH@賢卷旦一

Общий ущерб

Общий ущерб

Добыча урановой руды Переработка рудыДобыча урановой руды Переработка руды61551......0,0 234 4-0 о о61551......0,0 234 4-0 о оо,б0,12 1,20,6—0,03 0,150,15о,б0,12 1,20,6—0,03 0,150,15

Добыча урановой руды Переработка руды

Добыча урановой руды Переработка руды

615

5

1

......0,0 234 4-0 о о

615

5

1

......0,0 234 4-0 о о

о,б0,12 1,20,6

—0,03 0,150,15

о,б0,12 1,20,6

—0,03 0,150,15

Всего0,15 ~0,8 ~0,80,6 0,15 〜1,4〜0,8

Таблица 13.4. Возможный общий ущерб для здоровья персонала и населения, обусловленный воздействиями всех этапов ЯТЦ, на 1 ГВт(эл.) год

Внд ущерба

Причина ущерба

Облучение

3 Сй О н Н X •

2 ^登

§ d? н R並斗占 筋將 匚编《3

3 н

о в н н

Риск преждевременной смерти, число случаев

Сокращение продолжительности жизни, чел.-лет

Потеря трудоспособности, чел.-лет

0,3

0,07

〜0,4

0,25

0,15. ^1

3

2

5

15

0,8〜26

1,5

1,5

3

8,0

1,4〜1Q

иегр-удоспособности. Данные таблицы йсвЬоляют заключить, "что при определении «цены》энергии (по всем показателям ущерба для здоровья) облучеййая (^условлена примерно половина полного ущерба. Профеё* биональные заболевания нерадиациднной этиологий (в основном пнев- мдковдгозы) обусловливают около 1/6 всех возможный случаев прежде- брёменной смерти. В адлом ущерб здоровью персонала ЯТЦ не отлн- чаетсй Ът аналогичных данйлх по многим другим отраслям производ- с^йённой деятельности человека (см. [16] в гл. 12).

Глава 14

Воздействие на здоровье персонала и населения за сче! угольного топлйвйого цикла

НЛ* Общие； в№действующиеч факторы ч

При йолучении энергии в у^Ц с”€^ф факторов, действующих на персонал и население, ^ также маоиташ их воздействия значительно шире и многообразнее, чем в ЯТЦ. Действие ряда факторов до сих пор изучено недостаточно, и количественная оценка их эффектов затруднена илй невозможна. Многие вещества, например органические соединения* образующиеся при сжиганий угля и особенно при его превращений в жидкое или газообразное топливо, остаются даже неидёнтифицированнымй. Однако в отличие от ядерной энергетики угольная имеет значительный «стаж», и потому при оценке ряда ее эффектов с)вдествует больше определенности.

- В УТЦ 6енов»ое воздействие ня население обусловлено выбросами в атмосферу на этапе исполбзЬвания, т. е. сжигания, топлива. Остальные этапы цикла /обуслов воздействие главным образом на персонал, занятый добычей, переработкой и транспортировкой топлива.

Эффекты облучения персонала и населения естественными радионуклидами

Один из относительно малозначащих факторов воздействия УТЦ на персонал и население ——радиационный. Облучение персонала происходит главным образом при добыче угля в шахтах, а населения — в результате выбросе® продуктов сгорания угольными ТЭС.

Облучшие при добыче угля. Согласно многочисленным измерениям содержание 222Rn и его дочерних продуктов в угольных шахтах колеблется в пределах двух и даже трех порядков величины (см. [11——141 в гл. 13). Средняя концентрация выше, чем на поверхности, однако она примерно на порядок ниже, чем в урановых рудниках, т. е. находится на уровне 1 • 10-11 Ки/л. Имеются данные, указывающие на наличие

потышенных количеств дочерних продуктоз Rn (210РЬ и 2^Ро> в выае- лениях (моче, каде^гу шахтеров, По сравнению с соответствующжк показателями у рабочих яа пдаерхности онц в 3^5 раз больше (см. [31* 34] в гл. 12). В средж^1годовая доза облучения базальнога эпителия бронхов у шахтеров-угол^щдкод составляет окодо 1,8 мГр^ В СССР соотиощенне эяергехитесжжл устед^ добытых в шахтах и разрезах^ составляет 601 40 4аи()11М^ лл. 42), производительность труда под* земного рабочего wfr^QChr в гм>； а рабочего на открытагх разработках — 3200 т в пш«м»ПЙЬв.鞏耳；12匕 Та戚量№ образ», из 4 好ан.雷 угля (при зольности 莎七а%% )一 ш^^^ ^я «обеспецедия номинальной ТЭС мсщностыо 1 ГВт (зд^В! года, 3i ^ мдн^ т будет д<^ыто под зеилей, на жа нпотй^етш 24 ： 1媳丸8骐 三：0驮,田ел黒竺 рабр^х Это соответсхвуег -вмлвктивдсй и до^§ * офгуадая лёгких； подземных рабочих 〜 5,4 чел-Гр, или 〜ЗА чел-Зв^ ： Эффектвддая жвдвадант* ная доза сШуче1шя х|йй1зем«вдх< !?р^ X 0#^

^ 4,5 чел-Зв* Облучение легких у рабочих угольных разрезов дает лишь незначительную прибавку к указанному значению, которой можно пренебречь.；

Внешнее (^лучение в угольных шахтах ；— также ^сьма изменчивый показатель. Уровни облучения в шахта*, ^тличаю^ци^ся низким содержанием Rn^ варьируют в пределах 1йг-75 ^кР/ч#；|^яемгяижйи^ значения отфадот шахтш： с концентрадаюй ；疝 1『%Й#^% 声 甥Р国二 нне - 10Г11，кК/а «ж ЬШ в Г展㈠喲2痴珏曲而叩耳 而加巧&血体qЙмяе между кзщен叮(аци嗡 乐&裁М侧频03^4单哄 硏鹅Ц1%号o?fO^聰部型：hе всегда совпадайг. Езщ?侬再押硕毒^тт◎屮毋им覆*козы 巨耳етиег。ойу^ чения в шахтах х<мпад^яй；М >^/ч ^т. еида ^ мкР/ч больше, чей на поверхности), то пр» 40-чаеовой р^очей неделе д^а о5лучения подземных рабочих за год составит 80 мР, т. е. на порядок с лишним ниже, чем у работих урановых руднике®, а коллективная эффективная эквивалентная доза при этом будет равна 2,4 чел-Зв. Облучением рабочих в карьерах, очевидно, можно пренебречь. Таким образом^ суммарная коллективная доза облучения шахтеров, обеспечивающих углем работу номинальной ТЭС в течение года, составляет ^ 7 чел-Зв. Эта доза превышает суммарную дозу облучения горнорабочих урановой промышленное叫 обеспеднвающих работу н(»4инальной АЭС^ примерно в 4 раза. Риск преждевременной смерти отрака при этом составляет 0,09 случая в год. Этот риск крайне незначителен, одаако он превышает соответственно в 4 раза риск за счет облучения на аналогичном этапе ЯТЦ.

На первый взгляд представляется парадоксальным, что коллек* тивная доза облучения шахтере© в 4 раза выше, чем доза облучения горнорабочих урановой промышленности (в расчете на единицу производимой энергии). Однако если принять во внимание, что концентрации радионуклидов в воздухе угольных шахт примерно в 10 раз^ ниже, чем в воздухе урановых, а количество потребного угля (4 млн. т> в 40 раз больше потребного количества урановой руды (105 т), полученный результат представляется вполне закономерным.

Следует добавить, что имеются отдельные сообщения о повышенной (в 10 раз по сравнению с контролем) заболеваемости раком легких шахтеров некоторых бассейнов 11]. Все дополнительные случаи рака легких шахтеров таких бассейнов, очевидно, нельзя относить за счет облучения, поскольку канцерогенные вещества могут содержаться в пыли или воздухе, если в нем присутствуют продукты сгорания топлива, образующиеся при работе двигателей. Однако большая qa诲 исследователей не отмечает повышенной заболеваемости шахтеров раком легких; это, возможно, обусловлено тем, что шахтеры, подверг гшиеся наибольшему воздействию 222Rn и пыли, умирают от пнев^- кониоза или других причин до того, как у них успевает развиться злокачественная опухоль. Во всяком случае, радиационно-обусловленный рак легких у шахтеров-угольщиков не является ведущим видаке профессиональной патологии.:

Облучение населения, обусловленное выбросами ТЭС. За последние 10 лет появился ряд работ, посвященных оценке дозовых нагрузок, обусж)вленных выбрсюами электростанциями естественных радионуклидов, содержащихся в угле. Однако, как уже было отмечено, е опубликованных работах, как правило, рассматриваетея всвдействие отдельных нуклидов и не содержится полной характеристики радиа-v ционного воздействия ТЭС на население, сами полученные оценки весьма разноречивы. В этих работах часто отражены специфические для данной страны или станции параметры ——состав угля, способы его переработки и сжигания, применяетые очистные сооружения и т. д. Ниже приведены результаты расчетов, отражающие бол^ или менее типичные для СССР условия, оговоренные частично выше (см. гл. 11). В качестве исходных для расчета были приняты следующие данные: задержка золы на номинальной ТЭС составляет 90%, суммарный выброс золы — около 105 т в год (см. [13] в гл. 12). Содержание естественных радиоактивных нуклидов [13] (ЕРН) в наиболее распространенных в нашей стране типах углей представлено в табл. 14.1 в ерав； нении с данными 隹о некоторым зарубежным углям/ В дальнейших расчетах было принято, что станция проработала 20 лет на постоянной мощности; при оценке доз облучения населения рассматривалась площадь 1000 км2 в районе электростанции.；

Выпадающие ЕРН включаются в биологические цени и поступают в организм человека с пищевыми продуктами, вдыхаемым воздухом ^ питьевой водой. Растворимость угольной золы^ которая определяет биологическую доступность содержащихся в ней радионуклидов,匝二 стигает 40% в 1 н. растворе НС1. В расчете принята максимальная растворимость 100%. Расчет загрязненности пищевого рациона выполнен по линейной модели.

Выбросы ЕРН типовой ТЭС и накопление их в почве приведены в табл. 14.2.

Таблица 14.1, Содержание ЕРН 乃 угле и летящей золе, пК»/г*

НуклидНуклидУголь донецкий, кузнецкий**, (см. [11] в гл.12)Зола донецкого угля** (см. [11] в гл. 12)Уголь (Полыпа) (см. [8] в гл. 12)Уголь донецкий, кузнецкий**, (см. [11] в гл.12)Зола донецкого угля** (см. [11] в гл. 12)Уголь (Полыпа) (см. [8] в гл. 12)Зола (СЩА) (см. [6, 7) в гл. 12)Зола (СЩА) (см. [6, 7) в гл. 12)0,5-2,90,3—2,0 0,2—140,5-2,90,3—2,0 0,2—147Q,3TY 一125327Q,3TY 一12532*,5,6一 _ 42 2-二*,5,6一 _ 42 2-二

Нуклид

Нуклид

Уголь донецкий, кузнецкий**, (см. [11] в гл.

12)

Зола донецкого угля** (см. [11] в гл. 12)

Уголь (Полыпа) (см. [8] в гл. 12)

Уголь донецкий, кузнецкий**, (см. [11] в гл.

12)

Зола донецкого угля** (см. [11] в гл. 12)

Уголь (Полыпа) (см. [8] в гл. 12)

Зола (СЩА) (см. [6, 7) в гл. 12)

Зола (СЩА) (см. [6, 7) в гл. 12)

0,5-2,9

0,3—2,0 0,2—14

0,5-2,9

0,3—2,0 0,2—14

7

Q,3TY 一12

53

2

7

Q,3TY 一12

53

2

*,5,6一 _ 42 2-二

*,5,6一 _ 42 2-二

<Ходержание некоторых ЕРН в мелкодисперсной (неулавливаемой) фракции золы может быть в несколько раз выше указанных значений из-за обогащения этих фракций в процессе сгорания.

弟号 Данные Запорожской областной санэпидстанции и Институту биофизики Минздрава СССР.

Таблица 14.2. Выбросы ЕРН, накопление на почве и их содержание в атмосфере в районе расположения номинальной ТЭС мощностью 1 ГВт (эл.)

Годовой выброс, КиНакопление на почве, КиПлотность загрязнения территории, мКн/км?Концентрация в воздухе, 10~18 Ки/лГодовой выброс, КиНакопление на почве, КиПлотность загрязнения территории, мКн/км?Концентрация в воздухе, 10~18 Ки/л3 5 5О,СА>Г3 5 5О,СА>Г,2о31314,,2о31314,2,00,535,319『10519,0—1053,91,7一2,00,535,319『10519,0—1053,91,7一

Годовой выброс, Ки

Накопление на почве, Ки

Плотность загрязнения территории, мКн/км?

Концентрация в воздухе, 10~18 Ки/л

Годовой выброс, Ки

Накопление на почве, Ки

Плотность загрязнения территории, мКн/км?

Концентрация в воздухе, 10~18 Ки/л

3 5 5

О,СА>Г

3 5 5

О,СА>Г

,2о31314,

,2о31314,

2,00,535,3

19『105

19,0—105

3,91,7一

2,00,535,3

19『105

19,0—105

3,91,7一

Параметр

220Ra

228Ra

216pb*

2Юро

232Th

40K

* При расчете образования 210Ро из 222Rn принято, что весь Rn, содержащийся в угле, поступает в атмосферу, хотя имеются данные, что улавливаемая зола удерживает 30% R®

При отсутствии выпадений из атмосферы отношение активностей различных радионуклидов в рационе и почве характеризует коэф* фициент почвенного загрязнения. Для оценки коэффициентов воздуш- Hoto загрязнения использованы результаты, полученные в Институте биЬфизики Минздрава СССР для 9°Sr глобального происхождения, сбЙдасно которым воздушные коэффициенты в 10—20 раз больше поч- ：венных. В расчетах использовались также наблюдаемые в естествен? ныХ условиях соотношения между поступлением различных ЕРН и накоплением их в организме человека» Оценивалось содержание ЕРН :в организме человека в предположении, что 20-летний период загрязнения окружающей среды создает условия, близкие к естественным.

При оценке концентрации ЕРН в воздухе принято, что вся выбрасываемая зола оседает равномерно на рассматриваемой территория с постоянной скоростью 0,01 м/с.

Таблица 14.3. Средние индивидуальные дозы облучения за счет основных ЕРН в районе расположения номинальной ТЭС мощностью 1 ГВт (эл.), мкЗв/ /год (см. [11, 13] в гл. 12)

Облучаемый органОблучаемый орган2 26Ra 228Ra210Pb2 10Po 2 32Th 40K2 26Ra 228Ra210Pb2 10Po 2 32Th 40KСуммаСуммаКостная ткаиь Костиый мозг Легкие Все телоКостная ткаиь Костиый мозг Легкие Все тело7^л^л 一7^л^л 一V10--I 一V10--I 一一80一 一 -3 - 0 0 8 3 2，- 0~ 11 00 一一80一 一 -3 - 0 0 8 3 2，- 0~ 11 00 一5 5 5 34 4 4 55 5 5 34 4 4 5о 54 - оо 54 - о

Облучаемый орган

Облучаемый орган

2 26Ra 228Ra210Pb2 10Po 2 32Th 40K

2 26Ra 228Ra210Pb2 10Po 2 32Th 40K

Сумма

Сумма

Костная ткаиь Костиый мозг Легкие Все тело

Костная ткаиь Костиый мозг Легкие Все тело

7^л^л 一

7^л^л 一

V10-

-I 一

V10-

-I 一

一80一 一 -3 - 0 0 8 3 2，- 0~ 11 00 一

一80一 一 -3 - 0 0 8 3 2，- 0~ 11 00 一

5 5 5 3

4 4 4 5

5 5 5 3

4 4 4 5

о 5

4 - о

о 5

4 - о

Таблица 14.4. Индивидуальные и коллективные дозы облучения населения естественными радионуклидами, содержащимися в выбросах номинальной ТЭС мощностью 1 ГВт(эл.), за год

Облучаемый орган

Вблизи станинй, мЗв

Все население

Индивидуальная доза, 10-е мкЗв

Коллективная доза,

Эффект ип- ная коллективная ДО ,

Костная ткань

1/4

200

32,5

0,15

Костный мозг,

0,15

28

7

0,83

Легкие-■

0,42

78

】9,5

2,3

Все тело.

0,0053

0,9

0,15

0,15

Всего3,5

В природе "唄 всегда сопутствует стабильному К, накопление которого в организме находится под контролем гомеостатических механизмов. Следовательно, и поступление 4°К ограничено физиологическими потребностями организма в калии. Поэтому этот нуклид рассматривается только как источник внешнего облучения. Не учитывается также поступление 232Th по пищевой цепи вследствие его чрезвычайно низкой всасываемости из желудочно-кишечного тракта. При облучении внутренних органов внешними источниками коэффициент экранирования принимался равным 0,8.

Результаты расчетов представлены в табл. 14.3. Видно, что основной вклад в облучение костной ткани и костного мозга дает 2">Ро, а аоза в легких практически полностью обусловлена 232Th. Средние индивидуальные дозы облучения населения всей страны, обусловленные выбросами ТЭС, с учетом размеров загрязняемой территории приблизительно в 5500 раз меньше, чем в районе размещения ТЭС.

В табл* 14.4 обобщены данные по облучению населения, проживающего вблизи ТЭС, за счет выбросов. Кроме того, рассчитаны дозы для населения в целом при условии диспергирования выбросов по всей территории СССР, используемой для сельского хозяйства (5,4 млн. км2). Это может приводить к несколько завышенным (в 2——3 раза) оценкам доз, так как часть выпадений приходится на площади, не используемые в сельскохозяйственном производстве, причем на зтнх площадях часть их фиксируется. .

Можно констатировать, что эффективная эквивалентная доза облучения населения за счет выбросов угольной ТЭС существенно превышает дозу за счет выбросов АЗС аналогичной мощности. Даже если [юальную эффективность очистки дымовых выбросов от золы принять равной 98,50(), как это имеет место на некоторых современных уголь- i：bi.\ ТЭС, то и в этом случае доза, обусловленная ЕРН в выбросах, превысит аналогичную дозу, полученную населением вблизи современных АЭС с реакторами РБМК, примерно в 5 раз, а с реакторами ВВЭР-440—в 40 раз (см. I12J в гл. 4).

Интересно сопоставить полученные данные с. зарубежными. В ряде работ указывается, что об/ученне за счет ТЭС превышает дозы за счет АЭС в сотни раз (см. [5--9J в гл. 12), в других работах, напротив, отмечается разница не в пользу АЭС (см. 110J в гл. 12). Такое большое различие в результатах работ в значительной степени связано, помимо указанных выше причин, с тем, что выбросы действующих зарубежных АЭС (с реакторами разного типа, «старых» и «новых» и т. н.) и соответствующие дозы облучения могут отличаться друг от друга на несколько порядков (см. |6| в гл. 13). Кроме того, крайние оценки были получены при неполном учете дозы за счет АЭС, а также в случаях, когда сопоставлялись неадекватные дозы (например, доза облучения всего тела за счет АЭС и доза облучения костных тканей за счет ТЗС) (см. |5| в гл. 12), но нс применялось понятие эффективной эквивалентной дозы, позволяющее получить объектные значения риска, пригодные для сравнения.

Сопоставляя полученные значения (табл. 14.4) с оценками, выполненными за рубежом, можно отмстить, что они находятся между крайними значениями, но несколько ближе к данным исследователей, которые не отметили слитком большой разницы в значимости радиационного фактора ТЭС и АЭС. Оценки, различающиеся не более чем в 2— 50 раз «в пользу» АЭС, представляются наиболее убедительными.

В последние годы иссле工ователн чаще всего приходят именно к таким оценкам, которые ранее был и получены в СССР (см. 111, 131 в гл. 12), пли же к оценкам, в которых дозы от выбросов ТЭС несколько ниже. Это закономерно, если учесть более высокую, чем в США, зольность углей, используемых в СССР.

Риск дополнительного количества смертей от радиационно-индуцированных злокачественных новообразований, рассчитанный выше для принятых нами условий в СССР, составляет для номинальной ТЭС 0,044 случая в год. Суммарный риск для персонала и населения от ра-

диационного фактора, сопутствующего получению электроэнергии в УТЦ, составляет 0,09 + 0,044 = 0,134 случая в год, или 0,17 случая на 1 ГВт (эл.) ♦ год, т. е. около 23% общего риска, обусловленного облучением персонала и населения в результате работы предприятий ЯТЦ.

Следует отметить, что в обоих случаях — и в ЯТЦ, и в УТЦ— риск, обусловленный радиационным фактором, на фоне спонта1йй)й смертности от рака, составляющей в большинстве стран около 1500 случаев в год на 1 млн. населения, представляется крайне незн乳н- тельным.

Ущерб от несчастных случаев в УТЦ

Ряд этапов УТЦ, например переработка угля и сжигание его на ТЭС, по частоте несчастных случаев не выделяется среди других видов 吧5 мышленной деятелвнести. Два этапа ——добыча угля и его транспонировка ——дают основной вклад в ущерб данного вида и заслуживают более детального рассмотрения. Крупные катастрофы, аварии и другие несчастные случаи на шахтах, некогда бывшие чем-то обычным, в годы советской власти благодаря принятой в стране системе законодательных и организационных мер постепенно стали редкостью. Тем не менее несчастные случаи на шахтах и ныне делают профессию шахтера одной из наиболее опасных.

Добыча угля. Данные о частоте несчастных случаев в угольных шахтах ряда стран за десятилетний период (с 1968 по 1977 г.) показывают, что она различается по отдельным государствам более чем в 10 раз (например, от 0,36 в год на 1000 работающих в среднем за десятилетие в Великобритании до 4,0 за этот же период в Турции). В Венгрии^ Чехословакии в указанный период показатель составлял 0,39—0,45, а в СШАК Канаде, Японии — 1,53; 1,90 и 1,65 соответст- венное Средний^люказатель за указанный период по 11 странам равен 1,35 (в промышленности этот показатель по 34 странам в среднем составляет 0,22, в строительстве — 0,74) [2] (см. также [14] в гл. 12 и {5J в гл. 13). Опубликованы также статистические данные последних лет по 28 странам, средний показатель для которых составляет 1 несчавг- ный случай в год на 1000 работающих (см. [16] в гл. 12). Нспол吟х последний показатель и принятые выше параметры для УТЦ, по理- чаем для работы номинальной ТЭС в течение года (требуется 4 млнАт угля, из них 2,4 млн. т добыто под землей) следующий вывод. При произЁодительйоеги шахтера 800 т в год требуется 3000 чел-лет, Йо адекватно рВДку 3 случаев смерти от несчастных случаев под землёй. Добыча в рязрезах 1,6 млн. т^требующая 500 чел-лет работы, при показателе смертей от несчастных случаев, вдвое меньшем, чем в шахтах (0,5 на 1000), дает еще 0,25 случая смерти. Всего же на стадии добычи угля риск составляет 3,25 случая смерти на год работы номи^ иальной ТЭС； по показателю сокращения продолжительности жизни —97,5 чел-лет.二

Потери по показателю трудоспособности за счет несчастдах зду- чаев со смертельным исходом, равны 3,25 X 20 = ф чел-лет.

Несчастные случаи в ЯТЦ на стадии добычи урановой руды (см. табл. 13.3) дают около 0,1 случая смерти на год работы номиналь- ной АЭС, т. е. в 33 раза меньше смертельных исходов, чем при обеспечении аналогичного производства электроэнергии в УТЦ на стадии дабычи угля, 心 Выше было отмечено, что в УТЦ объем угля, извлекаемого из недр для обеспечения работы номинальной ТЭС в течение года, должен быть примерно в 40 раз больше, чем объем извлекаемой урановой руды- Это обстотельство подтверждает достоверность приведенных выше ре- зультатов расчетов риска от несчастных случаев в сравнивае^мых типах энергетики.

三 Транспортировка угля. В отличие от ЯТЦ в УТЦ перевозки играют значительную роль. В Советском Союзе около 20% всех перевозок железнодорожного транспорта приходится на перевозки угля, причем на железные дороги в начале 70-х годов приходилось более 70% общего грузооборота. В 1970 г. грузооборот железных дорог составил 2495 млрд, т • км, объем перевозок ——2896 млн. т при средней дальности перевозок 861 км [3]. В начале 70-х годов для энергетических целей использовалось 270 млн, т угля, что составило 10% всего Грузов оборота железнодорожного транспорта,-一

В начале 70^-х годов из 6,3 млн. рабочих^ занятых в стране на транспорте (все вида) Bij перевозками угля было занято около ОДмлйлел^ а обеспечение углш нш«^ыъной ТЭС а течение года требует участия в перевозках около З тжСгчем^^ят^ Ш ^^^0^^ относится к вид^ деятедьностиу связанйьш с повышенной степеныо риска. Так^ число несчасугных случаев со смертельным исходом на железных дорогах 19 стран мира в среднем в год за десятилетие с 1968 по 1977 г. составило 0,42 на 1000 работающих (см. [14] в гл. 12 и [51 в гл. 13), отношение числа несчастных случаев, приведших к инвалид нсюти, к числу случаев, закончившихся смертью, составляет примерно 1 : 1. Таким образом, в результате перевозок угля для обеспечения номинальной ТЭС топливом в течение года можно ожидать при- м^шо 1^26 несчастных случаев со смертельным исходом и столько же случаев инвалидности. По показателю сокращения продоладтельно- $и жизни и потери трудоспособности этот ущерб адекватён примерно Зб и 25 чел-годам соответственно.

? Таким образом, общие потери от несчастных случаев на этапах добычи и транспортировки топлива в УТЦ за год работы номинальной ТЭС составляют:

Смёртёльный исход, число случаев ...... ". 4,5

Сокращение продолжительности жизни, чел-лёт:

от несчастных случаев со смертельным исходом .,・ 135

от ранений и инвалидности .... •・_ ..*135

В с е г q . ・・ ・•.. ' . • . ♦ . .. 27Й

Потери трудоспособности, чел-лет:

от смертельных исходов .......... 90

от ранений и инвалидности........45

В сего .♦. а ~♦•♦«••.-».. 135

Ущерб здоровью персонала и населения от нерадиационных воздействий

С точки зрения воздействия на здоровье к наиболее важным этапам УТЦ относятся добыча угля, его переработка (для персонала) и сжигание угля на ТЭС (для населения). Влияние других этапов УТЦ на общественное здоровье пренебрежимо мало.

Воздействие на персонал при добыче угля. Основной вредный фактор для здоровья человека при подземной и, в меньшей мере, при поверхностной добыче угля, каки при добыче урановой руды, —— пыль. Выше уже говорилось о патологии, которая может возникать при длительном вдыхании больших количеств пыли. Наиболее опасный из макрокомпонентов пыли — кремнезем, окись кремния [41 (см. также II, 4] в гл. 13), которая активно воздействует на легочную ткань, вызывая силикоз. Патоморфологическая основа этого заболевания — гибель специфических клеток легкого, осуществляющих функции дь:・ ханмя, и их замещение соединительной тканью (такой процесс называется фиброзом, уплотнением). Фиброгенная активность угольной пыли меньше, однако концентрация этой пыли в воздухе шахт и разрезов, как правило, выше, чем при добыче урановой руды. Кроме того, угольная пыль практически всегда содержит в виде примеси то или иное количество свободной двуокиси кремния. В результате примерно половина шахтеров, за&>летающих пневмокониозом, имеет признаки антракоза, а другая половина ——силикоантракоза. Несмотря на то что антракоз — один йз наиболее ^благоприятно протекающих пневмокониозов, ему присущи основные свойства этой группы заболеваний: возникновение спустя 15—20 лет после начала постоянного воздействия высоких концентраций пыли; прогрессирование заболевания даже после прекращения работы и контакта с пылью; частые осложнения, среди которых важное место занимают туберкулез, а также хронические бронхиты, воспаление и эмфиз^^ легких. Несмотря на известные достижения в области изучения пневмокониозов и борьбы с ними, последние, в частности антракоз и силикоантракоз, все еще встречаются в патологии шахтеров, добывающих уголь, как причина преждевременной смерти. В 1964——1967 гг. среди шахтеров одного из угольных бассейнов страны, нетрудоспособность которых была вызвана пневмокониозами, преобладали инвалиды в возрасте 26—49 лет 《92——94%), причем инвалиды старше 60 лет составляли 1,3% заболевших, моложе 20 лет ——до 1% (среди рабочих Донбасса, работавших не под землей, а на поверхности, доля инвалидов старше 60 лет состав-

ляла 65%) (см. [17] в гл. 13). Угольная промышленность^ болыпиж^ве стран ——единственный вид производственной деятельности, при котором число профеесиональных заболеваний как причины потери трудов способности выше числа несчастных случаев. Так, в одном из бассейнов уход на пенсию мужчин по инвалидности из-за заболевания пневмокониозом составил 39%, а по производственным травмам 亠 26% (см. [17] в гл. 13).

В СССР осуществляется широкий комплекс мероприятий по гигиене труда и сйеспёчению мер безопасности при добыче угля, направо ленных, в частности, на снижение запыленности воздуха, профилактику пневмокониозов, их ранже выявление и лечение. Эти меры позволили оздоровить условия труда горнорабочих^ сущесттеняо снизить запыленность в шахтах и разрезах, значительно уменьшить риск заболеваемости пневмокониозами. Благодаря принятым мерам условия труда шахтеров в СССР значительно благоприятнее соответствующих условий во многих промышленно развитых странах.

Другая форма пылевой патологии, близкая к пневмоконио

зам, ——хронические пылевые бронхиты. Но борьба с пылью в шахтад и угольных разрезах сопряжена с большими сложностями, которые^ как выше отмечалась, вырастают вместе с механизацией, труда и до^

вышением производительности машин и обйрудбван^я^ Запыдарнрсть зачастую выше там, где выше yp(mw мемаййзацйи. Meg^Mip器且電耳貝* направленные на снижение запыле1жсшзд, не уд©влйдоржжгТ^<цам развития техники,- ейдающ/ей запылёиие. ； До наетеящ^о времени, несмотря на применение 0яда меропрвдтий1то вдлеподавлению, запыленность воздуха на рабочих м^ггах в эдбоях ййб wt^eTcse высокой

и превышает допустимые нормы [6L Несколько благополучнее положение в угольных разрезах, однако и там на рабочих местах и в кабиг нах грузовых автомашин запыленность нередко превышает допустимые пределы во много раз [6]. В последние годы охрана здоровья шахтеров и горнорабочих в стране и за рубежом продолжала совершенствоваться, в частности, путем широкого применения средств индивидуальной защиты. Тем не менее пневмокониозы и пылевые бронхиты сохраняют свое значение в качестве социальной проблемы для стран с развитой угольной промышленностью.

Точно так же, как и на урановых рудниках и карьерах, дабалевае- моеть на различных шахтах и разрезах в зависимости, прежде веего, от местных геологических условий существенно варьирует. По опубликованным данным заболеваемость пневмокониозом на 1(X)0 работающих по отдельным бассейнам и шахтам различается в 10 раз и более. Так, в 1969 г. у горнорабочих Кузбасса было выявлено 0,26 случая пневмо кдйиоза на 1(X)0 работающих (см. [18] в гл. 13). Значительно выше показатели по комбинату «Ростовуголь» за 1963—1965 гг., где на 1000 подземных рабочих ежегодно в связи с антракосиликозом выходило на инвалидность 8,2——8,8 чел. (см. [23] в гл. 13). В случае высокой запыленности в шахтах и на угольных разрезах число работающих с признаками пневмокониоза может составлять 20——40 чел. на 1000

рабогакйцнх [6J (ем. также [23] в гл. 13). Заболеваемость пневмоко^ ниозами в среднем по угольной прсн^ышленности РСФСР с 1956 по 1961 г. сниаилась [71 и продолжала в стране снижаться в дальнейшем (например, в Донбассе с 1963 по 1968 г. — на 6,5%) (см. [24] в гл. 13)・ Обобщая данные за ряд лет по основным угольным бассейнам страны, а также учитывая динакшку^снижения заболеваемости, можно заключить, что в среднем по стране заболеваемость основными формами профессиональных респираторных забол^аний находится у шахтеров на уровне 5,3 случая на год работы ТЭС мощностью 1 ГВт (эл.). Для условий длительной работы одинакового по числетности контингента со стандартным уровнем заболеваемости число заболевших пневмоко ниозом в год примерно соответствует числу умерших (из числа забсиюв* ших в предыдущие десятилетия). Поскольку выше было принято, что заболевание пневмокониоза в среднем сокращает продолжительность жизни и период трудоспособности на 5 лет, то потери по этим показателям на данному этаж составят 26 чел-лет.

Для срамнемя укажем; что по результатам изучения в США смерт- И0бте среда 853 шахг^яэв за1 йериед с 1938 по 1971 f： всех дополнитель- ййх случаев см^уги, связанных с работой (крвййе аварий), было 1,7 на 1 млн. т добытого утя [8], или в,8 случая на 4 млн. тг необходимых в год для нсмигиналькой ТЭС； против 5,3, полученных выше по отечеств венным давным. На 1000 занятых рабочих разница еще существен- нее, 8л近 учесть, что производительность труда шахтеров в США — одна из найболее высоких в мире (от 450 до 750 чел-лет на 1 млн, т угля). На осноте анализа смертности среди 23 (ХЮ шахтеров угольных шахт СПМ с 1959 по 1971 г. дополнительное число смертей от профес- сиинальййХ секторов (преш^ицественно от заболеваний органов ды- хаййй) со(йпавл^г 0,22—0^37 яа 1 млн. т добытого угля, или 49 • 10~,в в среднем nb шйлюдаемому контингенту 181. Полученное знакнне соотвётст^^г OjS случая смерто на 1000 чЫ-лет работал^ ф. е. дочти на прядок нн*е, «ем по другому угольному ба^ейну США. Показательны в связи с э1Ш данные Апмлачскжй лаборатории, профессиональ^ ных ^а^элеваний, распалгоженной в крупнейшем угольном бассейне США. Обобщая наблюдения по этому бассейну за ряд лег, оиа обнаружила, что у 900——1800 рабочих ежегодно возникают профессиональные респираторные заболевания (при производстве ими ЗШ млн. т угля), что соответствует 2,6—5,1 случая дополнительных заболеваний на 1 млн： т добытого угля, или 3,5—^11,3 случая на 10(Х) чел-лет. Это 6 несколько раз бйльше значения, полученного для угольных баееей- иой Советского Союза и йрйтеденного выше. Указанная разница зако* ийй^良о отрййсйёт Достигнутые в СССР успехи по оздоровлению труда пйхтерот. чПроГй^03йруя будущую заболи^ашость в шахтах ОПА, с учетом йовоЛ, более строгого стандарта на запыленность, а также при "условии возрастания вдвое производительности труда, дополни- • тельную смертность у шахтеров-уголыциков определили на уровне 0,015—0,3 и дополнительное число легочных заболеваний 0,4—0,8 на 1 млн. т угля [2, 81. Согласно другим оценкам в США от легочных

профессиональных заболеваний на 1000 чел-лет ра8ты приходатея 1 случай смерти в шахтах и 0,5 в разрезах. В Великобритании число смертей от пневмокониоза у шахтеров почти в 5 раз превышает число смертей от несчастных случаев (828 пневмокониозов на 160 смертей от несчастных случаев) (см.⑵ в гл. 13), что соответствует примерно 5 случаям пневмокониоза на 1000 работающих. ”

Разнообразие в оден窿ах профеесиональной патологии у шахтеров обусловлено, очевидно, как субъективными причинами, так и объективными. Это объясняется прежде всего уровнем запыленности на рабочих местах, эффективностыо применения средств индивидуальной защиты дыхательных путей. Например, в одном из бассейнов страны 20 лет назад в горных выработках различных шахт запыленность 10— 100 мг/м3 обнаруживалась в 58,2% проб, 100—500 мг/м^ — в 36%, 500 мг/м3 и выше — в 6,2% [9]. Значительную роль в профессиональной патологии играют также другие факторы производственной среды и состав пыли, поскольку имеются наблюдения^ что в разных шахтах с одинаковой запыленностью заболеваемость существенно отличается* Вследствие всех этих причин выбирать значения для расчетов и прогнозов следует с осторожностью, особенно при использовании зарубежных данных. Вместе с тем анализ данных по другим странам с наиболее развитой и «благополучной» угольной промышленностью дозволяет закжхчитв, что принятые выше оцен w для расчетов ущфба не завышены, а характеризуют средние 七аннм% таиичиж^ для уследоЛл- вающих стран с эффеюсйвдой систйй <жраны труда и нередкой технологией добычи; С^и отражают иолоя^ние в угледо^ваюхцей промышленности СССР и существешт благополучнее потазателей по многим капиталистическим и развивающижя странам.

Существует также уже использовавшийся выше ориентировочный метод проверки достоверности принятых параметров ущерба, основанный на сопоставлении масс урановой руды и угля, которые нужно извлечь на поверхность для обеспечения топливом номинальной электростанции мощностью 1 ГВт (эл.) в течение года.次о соотнсипение равно 40. Ущерб здоровью персонала в уранодобывающей прсмлышленности от пр0ф^с«ональнв1к ^аболеюяай за год работы нсмлинальноя АЭС был определен по показателю сокращения продолжительности жизни равным 0,6 тел-лет (см. табл. 13.4), а в угольной промышленности —— 26 чел-лет. Таким образом, имеется достаточно хороша соответствие, подтверждающее правомерность сделанных расчетов* Некоторые расхождения, по-вйдимшу, обуслсжленн тем, что сравнительно большая доля угля извлекается их шахт, а не из разрезов, путем открытых разработок. Возможно, определенное значение имеет также то обстоятельство, что в расчет взяты отечественные данные по производительности труда рабочего в угольной промышленности, а в урандобывающей промышленности — средние по всему миру. В целом же следует отметить виол配 удовлетворительное соответствие данных.

Помимо респираторных заболеваний среди шахтеров, как и среди других горнорабочих, могут встречаться иные профессиональные бо-

лезни, из которых наибольший вклад в потерю трудоспособности дают бурситы и вибрационная болезнь. По аналогии с данными по горнорудной промышленности можно принять, что потери трудоспособности от указанных двух заболеваний в сумме примерно равны потерям от патологии органов дыхания, т. е. при работе номинальной ТЭС в течение года они составляют 26 чел-лет.

Обработка угля (углеобогатительные фабрики). Значительная часть угля (в разных странах неодинаковая) подвергается обработке перед доставкой на электростанции. Первый этап и цель этой операции —— освободить уголь от остатков породы. Более глубокая обработка на последующих этапах, которые осуществляются не всегда, — снижение содержания серы и золы в угле и брикетирование угля. Обработка угля также сопровождается существенным пылеобразованием. Часто концентрация пыли превышает ПДК [10], вследствие чего пневмокониозы наблюдаются и у персонала углеобогатительных фабрик (см. 131 в гл. 13). Однако концентрация пыли в производственных помещениях углеобогатительных фабрик, как правило, ниже, чем в шахтах, а число рабоцих, занятых на фабриках, существенно меньше числа шахтеров. Это позволяет hru расчетах ущерба не принимать во внимание этап с^работки угля или же принять ориентировочный показатель ущерба от проф^сиональной патологии равным 5% ущерба на этапе угледобычи, т. е. число случаев дополнительных смертей за год работы номинальной Т* составляет 0,26» потери по показателю продолжительности жизни и трудоспособности ——по 1,3 чел-года.

Суммарный ущерб здоровью рабочих УТЦ от профессиональных заболеваний нерадиационной этиологии представлен в табл. 14.5. Сопоставление данных табл. 12.3 и 14.5 позволяет заключить, что ущерб в УТЦ при выра^тке единицы электрической энергии больше, чем в ЯТЦ, по показателям числа случаев преждевременной смерти и сокращения продолжительности жизни — в 40： разг по показателю потери трудоспособности — в 90 раз. Значение этой разниць! определяется важным вкладом рассматрив^мого вида отологии в общий ущерб здоровью, связанный с получением энергии.

Ущерб здоровью населения, обусловленный выбросами угольных ТЭС. Ранее уже приводились данные, свидетельствующие о значительных количествах и большом разнообразии веществ, выбрасываемых в атмосферу при сжигании угля (см, табл. 11.5 и 13.1). Влияние выбросов ТЭС на окружающую природу, в первую очередь на растительность, зачастую нетрудно заметить даже на протяжении многих километров от ТЭС без специальных исследований. Однако в специальной литературе имеются лишь единичные и весьма слабо аргументированные оценки возможного влияния этих выбросов на здоровье наседения.

Главное внимание специалистов до сих пор привлекал наиболее весомый (существенный по массе) компонент выбросов — двуокись серы (SO2). В экспериментах на животных воздействие высоких концентраций SO2 вызывает в воздухоносных путях изменения, аналогичные тем, которые наблюдаются у людей при хронических бронхитах.

Таблица 14.5. Возможный ущерб здоровью персонала УТЦ от профессионал^" ных факторов нерадиационной этиологии (отнесенный к 1 ГВт^эл.)год]

Стадия УТЦ

Пневмокониозы, пылевой бронхит

Общий ущерб

Риск преждевременной смерти, число случаев

Потеря трудоспособности ^ чел-лет

Сокращение про- должй- тельцоста жизни, чёл*лег

Преждевременная смерть* число случаев

Потеря трудоспособности, <ел-лет

Сокращение продолжительности жизни, чел*лет

Добыча угля

6,6

33

33

33

6,6

傑

33

Обработка угля

0 33

1,7

1,7

，上干г广

0,33

1,7

1,7

Всего

〜7,0

〜35

〜35

33

〜7

〜68

〜35

При низких концентрациях каких-либо отрицательных сдвигов в организме подопытных животных не наблюдается, однако при совместном йЬздёйствии SO2 с другими загрязняющими веществами сйнаружива- йугсй изменения легочной вентиляции. У детей, проживающих вокруг ТЭС, возрастает частота легочных заболевай»#; уча!цамйм：я и утяжеляются астматические приступы, вдараетаё^ <rttw ^Ьй^йШв й хро* йй<1еских заболётййй ЙЙкйх. E5g总卽曰勞旬丽无球蹴鳄揖® WtofS R6袤a ёШЬлеваний нельзя дтйййй¥ь ё иейнб貪 丫時❷暂自应т喊尚г4卷1/ дейётвия тюлькЬ SO2, посйоль^ наряду с ней йа лйдёй вблйж ТЭС неизбежно Действует сложййй' комплекс прочих ^йк^ор^— чаетиц летучей золы, NOp tO, металлов, органических соединений и т. д. Вследствие этого вызывает возражение ряд фабот, посвященных оценке ущерба от SOg» в которых избыточная заболеваемость в загрязненных (города cWx) районах по сравнению с чистыми (сельскими) районами объяс- нйе^сй авторами действием SO2. В одной из подобных работ указывается, что дополнительное число смертей, вызванных действием Ю^ среди населения； в случае йсполь^Шайия обьмйдй для США тёхноло- йй：3<йЬШ揖ГЕ 齿;3 ёйучай за f(# раб^гй ТЭ€ мощноегш 1 ГВт (эл.), а йрй испдльз^аййй малоюерйистых углей и ； иерёДовб^ техйдлогйи ^^^к倉 二虫10 раз меньше [81. Согласно дайным другой' ^aSotfif Ш <ж* ^^Ъ^яхгНШ>Йорка в 1962—1966 гг. при кбйцейтраЦий ЗО мкг/м3 («остаточная» концентрация) смертность среди й^белеййй ^ыл! ?МЖё обьйнбй на 1,5% , а при концентрации 500 мкг/м3 — на 2% Выше Ш1. Друтя серия работ американских авторов, выполненная по айалогич* ной методике, посвящена изучению роли пылевого фактора. В них, в тайности, показано, что в 1959——1961 гР. общая смертность на 100(Ю0 чел. при содержании пыли менее 80 мкг/м3 составляла 40 чел/год, при 100—135 мкг/м3 — 100 чел/год и при содержании пыли вьйие 135 мкг/м3 —13(Г чел/год [111. Авторы полезных работ относят на счет воздействия выбросов ТЭС (и даже не всех выбросов, а лишь отдельных Йомлонентов ——пыли, SO2) все Н处iTqhH恥 забол^&ания IQ 3ag・ 1922

^смерти от них), в том числе сердечно-сосудистые и некоторые другие заболевания, для этиологической связи которых с Ю2 и другими ком- йонентами выбросов ТЭС нет достаточных оснований. В то же время, очевидно, оправдан подход, при котором проводится корреляционный анализ избыточной заболеваемости легких и бронхов и уровня загрязнения воздуха выбросами ТЭС. Известно, что в промышленно р#звйфь<х странах рак легких в последние четыре — пять десятилетий стал вс^ретаться в 10—20 раз чаще: рак легких среди прочих видов рака переместился в качестве причины смерти с 15—17・го на 1——2-е меете：-Показательно, нт® заболеваемость ракш легких с запоздание, соответствующим 2Q—25-летнему латентному периоду, коррелирует с загрязненностью атмосферы, причем в городах смертность от рака легких при прочих равных условиях выше, чём в сельской местности. Убедительно доказано, что курение учащает рак легких, притом достаточно хорошо изучена количественная связь между курением и рно ком умереть от рака (10 сигарет, выкуренных в день, удваивают риск умереть <ж j^Hc貝 лепк^х, рдна выкуренная сигарета в』ень адекватна рдаку обду«е«РЯ ест^тдеивдм фоном). … ”

「R a即职屛撤師те 恥旗?现例 £晔曲н%з> многих компонентов #д<^г ферадых ^^даденийя в дом чиеден дЫвди^1{че<Ж1рс\ ароматин^ких угдаводородед> мыиаья^ никеля и другвд ко^цонентов, входящих q состав продуктов сг<фаци^ угля, а также выхлопов ^игдтедей внут・ 至Сщтеро сгорания, вызывать многие вида рлка, включая paR ле^и^ jj風“ем； та»же [25] в гл. 3). Тем самым показано, чта^р^Тв я^стЙ¥ забодедаемостж раком легких с ростом загрязненности жмо<?Й1Ж ^^г зд^=этирлогическоц зависим(х:тью.; Поскольку да^ствд др^авые ад- 書卩¥3氏中赤或：力"к眸,вызванные естественным радиационным фотом, ад- 重R。瞅e唠自卵мй其евд同模电9球叩и медицинекий ^

感ур 由硏戸期瞭峡"WMQ^Q(mi> «одичес^едно-ценить двд^д курения н“丽у<Ш现髓в зайдав^мо^» тра若烈屮егк也落骂两伴网仪^陋明q用井 цвдок/^адд кат)йо#рных заезженw в сущ^ву^дадд^ УЙ^едь ^р^^^ ^ равд легких. ; ?

)Шм i^ подставляются досрочно аргуж?тайрв^1|цыми? и{ кащ, чеетвевдвд оценки риска! ^вдз^инога с надачиж к^щия р ^ыброс^^ Т*；； 1&к, шлются удазания^что лишь за счет этрг^^д^м₽нтд#(вуобраг сн₽^еш)га=1ЭС в СШД WWlWW>iQ 100 FB^.j(aJ?.)0 ^ж^]одно 艳；琢МД пещбаег戰映 WQWK Ш1< Одвдк® Даже вопрос q，厠呻eq^qcr熱 мздмиж^да^жжьзд^Жать рдаенным. ％ к

В улазащжт； длине .дредстадляе^ грнтерре работа, в кртрвой н^й^, 反口阿觥莫 iw^w»^ iA#fl0W«^WM возр^тание ^^^ ^ 9額虱睜喚М15% ©岬箏第НКО恥УР&в咚 9T熱弊函н星&в результдж pern рессионного ана員耳貝丹词а ‘耳eii курении сигарет) объясняется сжиганием угда (см. {21 в гл； 1^. .В； работе подсчитывается, что каждая( т<¥<цд ум凿 сож^енногр ：на душу населения, вызывает в Великсфитании М2 случая смерти от рака легких н@ 巾 млн. вдседения при существующем там (рамомг выеокем. в мире) уровне смертрости ют рпрнтанн^о рака легких (все причины^ вместе взятые, -- 750 случаев в ； год^чя

Г млн. населения). Если учесть, что в СССР сжигаемся в год на душу населения чуть больше 1 т угля, а мощность всех угольных станций составляет 66 ГВт (эл.), то работа одной номинальной ТЭС должна являться причиной 2,15 случая смерти от рака легких на 1 млн. на- се^ения, а в масштабах страны все угольные ТЭС служат причиной 36 210 дополнетельных случаев смерти от рака легкого. Одна нсжиналь- ная ТЭС согласно подобным расчетам в масштабах страны может служить причиной около 550 дополнительных ежегодных случаев смерти от рака легкого.

У казанные расчеты^ по нашему убеждению, не могут претендовать на точность. Нам представляется, что они существенно завышают риск. В расчетах, в частности, не учтена роль облучения (которое, возможно, ответственно за 5^-10% всех случаев рака легких) Н4], а главное, трудно сказать, действительно ли выделенная доля дЬпоф- нительных случаев смерти от рака легких обуслстена ai^toc奴р匿амм загрязнениями и именно той их частью, за которую ответственна угольная энергетика. Совершенно очевидно, что в разных странах вклад угольной энергетики, автомобильного транспорта, металлургии, химической и других вйдов промышленности в загрязнёйие воздуха яеоДйнаков* Остается во мйогам неясной также каццерстенная роль м>йс|)Ько14ПОйейтов атмоо})фных загрязнадий「ч>гани«еских 亭?кач- ц^югенЬв!育 йсобеннош直 我У3йз0竇ре^а {В1Й@ рядаа МеШллой： Ж> чй угольйо» sj<W"tWj *Ф«国斑а图 维Р赤 Ьиф^г федариягжй уполь? ной Хёргети^и w^waMcft#仙国тжшНйнцс^ад 卽 ш^мснк^ш，®омш> йентамй, а <^и^ уголЬййян>йергеШа ад^^ственна примерив занЭ©% “X атмоо})ерйй[Х：йггрШй^ййй；叩ekeraBm*咒诡 лишейиымЕ осйова^ ний n^o6woiwyi Какэга сдельно в работе 12} гл . 12, отмсти сущест^н- йую чаеть (адейййггну^ соотношению 142 : 750), т. е. сжало 20% споит танКоЙ смертеостй от рака легких, на счет угольной энергетики. При указанном подходе и существующем в СССР спонтанном уровне cwpu- яоеги <уг рака легких вся угольйая j энергетика в масштабахг страны может быть ответственна за 20 000 случаев Ьйерти в год? Hi ；йаблюда^- Мых 90 000* вкегЪдны^ случаав [13], а работа номииальнсж ¥Х 万 те・ чеййе годй ^3^#^ © стране риск допбЛйИФельяоЙ! смертности ркО) ^ случ^ [или Ж) случаев М 1 FBt 1(ши)ьтрд см.，табя|о d4.6h Эгь 咖出^THgftWe® 8700 ней-лет 魚я髓茁йгб^)刃елч喳 р衅wqofr нобЖ УкйзЬййШ расчёты,4 естественно, весьма усМвнй/Г 曰*;*

Ущ^б едфойью от выбросов угольных ТЭС не исчерпюается ф®^ ком легких; можно утверждать, что происходит также учащение safe- лейанйи раком других локализаций (пищевода, желудка, иечевй), йбскольку туда тоже попадают канцерогены, первоначально проник* шйе в легкие. Более чем вероятно также учащение многих заболев^* ний верхних дыхательных путей за счет местных воздействий прежде Bcer^S©g l8], а также заболеваний, обусловленных влиянием выб^тй Т契 на тийкуоклимат (сйижение освещенности, в маетнее零貫 а ^^!сй ?!й[^ю«5 а1ггйвной ультр^иолетовой Компоненты; учаЩейие 口油i^^ 血х дней и осадков). Однако оценить подобные зф^к『н йол^честйЙ- 10* 、

но пока не представляется возможным, да и вряд ли они существенно повлияют на оценку суммарного ущерба, основной вклад в который дают раковые заболевания.

Представ л яется целесообразным сделать дополнительную оценку канцерогенной опасности выбросов ТЭС, используя экспериментальные данные, полученные в 1979 г, в Институте биофизики Минист^^тва здравоохранения СССР и позволяющие количественно оценить опасность 3； 4-бензпирена (БП) — одного из сильнейших кандерогенов [141. В указанных экспериментах с БП впервые была показана его способность при естественном, ингаляционном пути поступления в виде

аэрозоля вызывать у подопытных животных рак легких, гистологически напоминающий рак легких человека. .

Согласно данным [14] наиболее характерная для воздуха городов СССР концентрация БП 0,01 мкг/100 м3 теоретически может вызывать около 100 дополнительных случаев рака легких на 1 млн. жителей в год (дейетвукмцая предельно допустимая концентрация для атмосферного шждуха в Ю раз больше и составляет ОД мкг/100 м3; » сальных условиях в=жадухе； многих городов мира БП содержится на уровне этой ПДК^ a m многих случаях — существенно выше). 13о риежу канцерогенеза присутствие в жж^фере городов БП в такой тонцежг

рации, по-видимому, аналогично ежегодной дозе (^лучения 0,01^ • 0,02 Зв 115]. Можно принять^ что действуквдие в стране Т% общей мощностью около 70 ГВт (эл.) ответственны за поддержание вжмоефер* ном воздухе концентрации БП на уровне, ксжорый составляет 1/5

наблюдаемого (основной вклад обусловлен автотранспортрм), т. е^ 0,(Х)2 мкг/100 мэ. Вместе с тем БП, очевидно* обусловливает лишь какую-то часть^ также лримернр 175, канцерогенной опасности, свя* занной е надишем в в斑бросак ТЭС прочих канцерогенов. Если таким воздухом дышат 140 м^гш мел> (все городски вдседение с^рдда), то

теоретическн р^

нем привадят W 寥)Q д^иолвителвдым случаям рака, ^ызвшвд'а, рыбг рсюами ®П и других ПАУ；

Такая оценка основана на том, что в реальных условиях упадвдые ТЭС, очевидно, ответственны лишь за небольшую долю н^люда^1дай^

ся в городах концентрации БП в воздухе, поскольку вклад датотран#- порта в загрязнение штйвфе四 городов БП значительна шщ^^ дак вклад Т^З. Вместе с тем следует учесть, что выброеы ТЭС ^одеджат больнюе количество других канцерогенов помимо БП> Поэтому можно принять, что последняя оданка роли выбрсюов T3G близка к реадьной； Приведенный расчет кенлохо согласуется с приведенцыми В1аде； дан

ными (290 дополнитадьных случаев рака от всех компонентов выбросу

номинальной ТЖ^)/ Следует, однако, отметить, что содержание -БП в выбросах в решающей степени зависит от режима сжигания угля； На современных ТЭС с эффективным сжиганием угля co^^Qii^ БП в золе составляет но данным Института биофизики Минздрава CQ1P

около 1 * 10-iQ, в то время как в золе «старых» и менее э^фективнм^ ТЭС — 2- 10^ (ем. Ill] в гл. 12).

可 В последнее время, как было отмечено выпив, прявились давдыр, указывающие на способность сланцевой золы^ притом1 золы с йийшц -концентрацией БП, полученной на модных современных ТЭС, вызывать рак легких (см. [26] в гл. 3). Длительное вдыхание аэрозоля сланцевой золы (5 мг/м3) воздуха вызывало рак легких примерно у 1/3 подопытных животных. При искусственном увеличении содержания БП в сланцевой золе эффект усиливался. Если угольная зола обладает аналогичным действием, БП и зола в сумме могут быть ответственны за основную долю эффекта.

Таким образом, имеющиеся экспериментальные данные и пезуль- таты эпидемиологических обследований дают прямое указание ?на способность ряда компонентов выбросов ТЭС вызыёйь; учййейие раковой заболеваемости. Весьма важно отметить, что повышен^. эффективности улавливайия золы на ТЭС йе дает пропорцдавальйого эффекта с точки зрения снижения ущерба для здоровья, йейстдьку повышение эффективности золоулавливания идет преимущественнр за счет улавливания крупнодисперсных частиц, в то время как имению слабоулавливаемые высокодисперсные частицы богаты микроэлементами, обладают чрезвычайно развитой поверхностью и, ,т^м самьш, высокой химической и биологической актпвносшо.

Обобщая все сказанное, можно констатировать, что выорсюы угольной ТЭС причиняют многообразный вред здоровью населения, ъ том числе иошшают д^ую Шёро «ре^Йё Ш«ВД W Я^*Р»- торных забййёвШигйй, а ыКЖе i就电出!洸任3面金р遊期跋要建磁麵^血噬, среди которым денежное ^Шйи# ЗДй^ f tt^№^

рым опубжисоваййййи@曲注6甘г自йшйЗйШ(游&k袁酬 函6piE^訳我血协搶旧陶 ТЭС ежегодно могут приводив к смерти от }>акй легких S50 челбйек. Однако подобные оценки ；не доказаны и йредставлякУГся еуществевдо завышенными. Более вероятен общий ущерб от работы угблышй 牙冢 в течение года вследствие воздействия всех нерадиоактивных • к^1 по- нентов ее выбросов до 200 Дополййтельйых случаев смерти н год от рака легких. Этот риск для населения примерно в бООО раз Ьйш^ ртм, связаннси'о с выбросами АЭС, и почти в 4(Х) раз вып>Ь ириска от5 всех этапов ЯТЦ [16, 171;

Виеете е тем этот риск рассчитай длй от直@с笳泅1£宜@乏曲爵璇出Г 3・ тросов золы (коэ(И)ициент улавливания ^%) й вьгё^аРО ^дар^ййя БП в выбросах. Современные ГРЭС позволякуг суодбеЖ^й^ ШШйть выброс указанных компонентов. В результате йоётейённого й^реШД^ на более совершенную очистку ущерб от угольных ТЭС, бЧШвднб, можно снизить в ближайшие годы в десятки раз и более.

Общий ущерб здоровью людей от работы 厂 предприятий УТЦ

О&йценные данные, характеризующие основной рщерб >а вст У» •Фдаатз!^ этапах УТЦ, представлены в табл. 14А из которой гыШвд, <WB УТЦ основной ущерб здоровью (по показателю донолнитед^вых

Таблица 14.6. Возможный общий ущерб здоровью персонала и населения от работы предприятий всего УТЦ, отнесенный к 1 ГВт(эл.)год [16]

Риск преждевременной смерта, число случаевСокращение продолжительности жиз* ни, чел-летПотеря трудоёпо* собмос1и, чел-летРиск преждевременной смерта, число случаевСокращение продолжительности жиз* ни, чел-летПотеря трудоёпо* собмос1и, чел-лет0,110,111,71,71」1」Примечание. Приведены ных значений величин.Примечание. Приведены ных значений величин.0,0550,0551,41,45,65,63403401701706,96,935356868усредненные данные.усредненные данные.360(10—600)360(10—600)1,0104(0,03—1,8)-1041,0104(0,03—1,8)-1047200(0,02-1,2)-1047200(0,02-1,2)-104В скобках указанВ скобках указан370(20—600)370(20—600)1,0-КИ(0,06—1,8)-1041,0-КИ(0,06—1,8)-1047,4-103(0,04—1,2) • КН7,4-103(0,04—1,2) • КНинтервал возмож-интервал возмож-

Риск преждевременной смерта, число случаев

Сокращение продолжительности жиз* ни, чел-лет

Потеря трудоёпо* собмос1и, чел-лет

Риск преждевременной смерта, число случаев

Сокращение продолжительности жиз* ни, чел-лет

Потеря трудоёпо* собмос1и, чел-лет

0,11

0,11

1,7

1,7

1」

1」

Примечание. Приведены ных значений величин.

Примечание. Приведены ных значений величин.

0,055

0,055

1,4

1,4

5,6

5,6

340

340

170

170

6,9

6,9

35

35

68

68

усредненные данные.

усредненные данные.

360(10—600)

360(10—600)

1,0104(0,03—1,8)-104

1,0104(0,03—1,8)-104

7200(0,02-1,2)-104

7200(0,02-1,2)-104

В скобках указан

В скобках указан

370(20—600)

370(20—600)

1,0-КИ(0,06—1,8)-104

1,0-КИ(0,06—1,8)-104

7,4-103(0,04—1,2) • КН

7,4-103(0,04—1,2) • КН

интервал возмож-

интервал возмож-

Вид ущерба

Облучение

У со 旦 0 Ж Йч^н

Заболевания нерадиационной этиологии

号$6 h巴^

^ 9 В 穿。m U U Н А

Население (выбросы ТЭС)

Все причины

случаев смерти) приносят njслучаев смерти) приносят nj^заболевания персонала (пневмоконио-

случаев смерти) приносят nj

случаев смерти) приносят nj

зн), а также несчастные случаи (в шахтах). По потере трудоспособности основной вклад дают несчастные случаи, приводящие к преждевременной инвалидности. Следует обратить внимание на то, что при всей значительности ущерба здоровью персонала на этапе добычи угля ущерб в результате выброса угольными ТЭС огромных количеств токснчьеских ведеств остает<ся, по-врдим(»4у, во много раз более вы

соким.

Имшотся р^отй, автсфн К8<фЬ1х, оценивая ущерб здоровью на- ееледия, обусловленный сбросами угольных ТЭС, учитывают лишь воздействие SO^ на органы дахания и не рассматриваю^ последствия выброса канцерогенных веществ. Естественно, что при Подобном подходе ущерб здоровью от УТЦ оценивается существенно более низкими показателями, чем приведенные в табл. 14.6 [2, 8]. Однако трудно согласиться с такими (щенками, оставляющими без внимания важнейший вид неблагоприятных последствий, которые могут быть обусловлены выбросами угольных ТЭС.

Сравнение общего ущерба здоровью человека от работы предприятий УТЦ и ЯТЦ

В табл. 14.7 обобщены оценки общего ущерба здоровью человека от работы предприятий УТЦ и ЯТЦ. Материалы, представленные в этой таблице, характеризуют «цену», которую общ^тво своим здо- репьем платит ныне за получение энергии в ЯТЦ и УТЦ. Наимень-

Таблица 14.7. Сравнительная оценка общего ущерба здоровью от работ предприятий ЯТЦ и УТЦ, отнесенная к.1 ГВт(эл.)г0Д ...

Вид ущерба

Общий ущерб за счет всех вричян*

в УТЦ**в ЯТЦ

Число случаев преждевременной смерти

Общее сокращение продолжительности жизни, чел-лет

Общие потери трудоспособности, чел-лет

-300(20—600)〜1

-Ы0< (0,06~Ч,8)・10<-20

(0,4—12)-103-10

♦ Обобщенные результаты гл. 12—14.

♦♦ Без учета возможной смертности и ущерба здоровью от неракетш за<Ям!е®анн靑,вызываемых неканцерогеннымн компонентами выбросов (SOs, NO，，ртуть, свинец, кадмий и др.). Приведены средние данные. В скобках указан интервал возможных значений ве< личин.

щую точность имеют оценки потерь в человеко-годах от несчастных случаев, приведших к инвалидности, которые по показателям сокращен ния продолжительности жизни и потерь трудоспособности для обоих циклов, возможно, завышены в 2—3 ^аза拿点 также 仙呻灰 pt вьйуросов угольных ТЭС, которые, могут быть существенно завышенными или в 1,5—2 раза заниженными (см, та网 &6). Однако с учетом этих не- определенностей и даже принятия вариантф, наименее «щяигрышныхэ для ядерной энергетики, в настоящее время ее дредпочтительность перед современной энергетикой на угле с точки зрения сохранения здоровья человека наглядна и бесспорна.

Об аналогичных оценках свидетельствует и ряд работ, выполненных за рубежом. Так, дозы облучения, обусловленные выбросами ТЭС, согласно оценкам, выполненным в последние годы в ФРГ, США» Канаде [18——20], в 2—10 раз и более выше доз, обусловленных выбросами АЭС. К сожалению, в лит^)атуре имеется значительно меньше оценок, учитывающих нерадиационное шадействие выбросов ТЭС, а тем более основных факторов риска в УТЦ и ЯТЦ. Выше уже упоминались работы индийских ученых (см.【1, 2, 41 в гл. 12), которое получили высокое значение канцерогенного риска от химич«:ких ком* понентов выбросов ТЭС — до 550 случаев смерти в год. Более поздние работы не содержат оценок по всем канцерогенным факторам, встречающимся в УТЦ, и дают цифры риска значительно более низкие — 0,7—3,6 случая в год за счет SO2 и золы в Финляндии [21], за счет SO2— 15 случаев в год (0一77) на номинальную ТЭС в США [22].

С удовлетворением констатируя сравнительно низкий ущерб для здоровья от работы предприятий ядерной эергетики, а также возможность сохранения жизней и здоровья людей при ее развитии, вместе с тем следует отметить, что и ядерная энергия имеет свою «цену>. Поскольку она выражается в ущербе здоровью, а также окружающей

^реде, следует стремиться снижать «себестоимость» ядерной энергетики по рассматриваемым показателям. Особого внимания заслуживают проблемы, которые могут привести к возрастанию «цены» ядерной энергии в будущем (с^езвреживание радиоактивных отходов, синергизм действия излучений л химических канцерогенов и коканцерогенов, аварии, демонтаж реакторов, выбросы заводов по регенерации топ- лива и т. д.). Успешное решение указанных проблем позволит обеспечить человё^ёствб наиболее дешевой энергией не только по экономи- чецким показателям, ио и iio показателям влияния на окружающую среду и здорова. человека. :

Заключение

На основе анализа изложенного становится очевидным вывод о необходимости развития ядерной энергетики (см. гл. 1). Сравнительный анализ доступных человеку источников энергии как по количеству 不©期立句氏女立 и эконоййчеёкй доступных запасов топлива или энерго- ^ур<5Ьв, Так й по уройшо- Цгекййчёской возможности их иепользова- ййй ё ^злйчнык с^рйк пройзводотва Показывает, что:

: с^Дй нёядерйьтх йдгочников энергии только уголь может удовлет- ёорятУ" йЛйтейьное врем扌(по разньш данным 100—150 лет 耳 более) прргнЬзи]^уёкЙ>1м потребностям общества в энергии； остальные источ- ййки эй<ергйй, кйк нёйЬзобновляейыё, так и возобновляемые, либо облйдйют дтйосй^ельно малыши ресурсами (например, нефть, газ, гид- 白岔础干皆启)， либо нёдостуйна экономически (например, солйечная энергия), за исключением некоторых вспомогательных или локальных

I ^плцвцьге |)ecyticti； ^Дернд# энергетики практически неограни-

hj^fe^^fere затрйФк на производство электроэнергии вд совре- ifetf^fiS aSGb рйМё эйономйчеёкйх районов СССР и других стран мира нйкё, '#ёй5；й^\угрл^Ньй^

Тйки^ образ^ *й б^1иЖ0Й1пйе десятилетия основной прирост про- йзйодйбй ^еРгйи может Существ л яться за счет использования ядер- ного fbrihWia и у глй. Это позволит сохранить нефть и газ как сырье дй# ^ймй^ёс^ой промыв

В настдяпхёе врёйй йдёрная энергия используется в основном для пррййо^тй^г 3旋к他бЗ@е0Тин. Кроме того, на современных АЭС ис- ^^з^тсйЧр^йМ^рЙо 0,5—1,0% природного урана, что резко еокра- rnaei ёё ¥рпЛивйь1е ресурсьг. При сохранении такого положения ядёр- йай ЙнёЬт^тйка лйЬрЙйа бы ограниченную роль в энергоснабжении челдве^еского общёс^ ^~^пробЛеМьг бескризисного энергоснабжения необхо-

дийб обеспечить более полное использование урана и расширить об- ласть Применения ядерной -энергии (производство промышленного и

бытового тепла, вторичных энергоресурсов, например топлива !для транспорта, и т. д.). Этот качественный и количественный рост ядф- ной энергетики возможен только после решения ряда сложных инже* нерных задач, таких, как разработка и внедрение реакторов-размножителей, высокотемпературных реакторов и др. Своевременному решению 毀нх задач в СССР придается большое значение, что нах<дит отрадсе^ вяе в решениях съездов КПСС и Советского правительства по проблем мам науки, техники и пртышленности, в планах научных жследорат ний АН СССР и других организаций.Дем не менее решение перечив ленных задач потребует вршени, в теш1ие которого иадо ражу>ж> использовать имеющиеся пока ресурсы органи^есксго шплива й альк

тфнативные источники.； ：士芸

Все предприятия современной индустрии, производящие

венно полезный продукт, как правило, штрицатетьяо 5 sлиянз№ та? биосферу. 只дерная энергетика — не иеключшие, работа ее йредйриятий

сопряжена с загрязнением окружающей среды радиоактивньши прр^ дактами деления и активации/ с^разующимися в результате работы реактора. С самого нача^ развития ядернот энергетики эт(йир(^е леме уделялось большое внимание. Ее ретхение снсуц^есФвляшоёь и продолжает осуществляться по всем необходимьш нагф^Е^ёнийм; включая изучение 0шшшмеезн> дарот分 шшвзиружвд* 翼^Ч^ еий и усгановледие маучш обошованнш: ^^界而假窓叮卩0gйв,屯紛尹• чения человека, разработку 1 вн^фенйе тех1шч№шх ^р№гв задйФЫ ^кружакмдаи среда 8 耳етю загр哀знймяр вм«и aonjteTH- мнх пределов^ 审纯陷ботку 殛 вщгджйт методов Mpaw ния и изадяции фздиоаггивных отхода от биосферы ъ тейен»е очень длительного времеии^ которс® необходимо для ирактичв^и дшного

их расрадаа“「 代：

В настоящее время можно^ подвести определенные итоги усилиям ло разработке и внедрению мер по защите блогеры от радиационного воздействия. Современные нормы радиационной безопасности дают надежную гарантию сохранения здоретьж населения и персойала.

Применяемые на совршенных ： иред^яятиях ЯТЦ тежйичеогие и другие мер» до защите персенала и> насй^ния от о^хчеяия ■ шзволя* ют обесадчи^ь подаое со^юдение 1^спгв5дадах<11шгах1нор1№ Более того, почти на всех этапах ЯТЦ^ ® 7^рисле-жАЭ(Я^^ <^ чения населения малы ио сравнению с н^матцвами 寶賓озмог облушь ния от других источников(№гественный фэн^ i ?рентгеюдиагн()сгаж1 и др.). Таким образом, можно с полной уверенностью сказать^ тао фаз- работанная система мер в области радиациотной защиты oSfecneWBaet безопасную работу предприятия ЯТЦ при приемлшых ^атраздх^

В условиях, kow на предприятиях ЯТЦ обегиечивается выеокий уровень радиационной безопасности^ сущеепвенвую роль «аадда^т нграть другие виды вредного Бездействия на бидону (^^жмтпла! тоуксичных веществ и др.). При применении ужефазр^5сдаинмж1йр^ родоохранных и других мер может быть обеснеяена зшцшю№0е(|^ц ют этих видов воздействия (см. гл. 11, 12). 一 :五，小;『汨 储二：

В последнее время в специальной и научно-популярной литературе часто употребляется термин «тепловое загрязнение». Однако следует заметить, что отношение к сбросному теплу только как к «тепловому загрязнении» есть проявление во многих случаях расточительности и бесхозяйственности. Большая часть территории нашей страны лежит в средних или даже в северных широтах. Появление в этих районах мощных источников тепла может и должно стимулировать создание агробиологич^ких и рыбоводческих комплексов, эффективно использующих сбросное тепло для производства рыбы, сельскохозяйственной и другой продукции. Научные исследования и опытно-конструкторские разработки показывают возможную высокую эффективность комплексного использования сбросного тепла энергетических объектов.

Чрезвычайно важным следствием широкого применения ядерной энергии и замены 恥 традиционных источников энергии явится предотвращение дальнейшего роста загржнения окружающей среды продуктами сгорания ^ганического топлива (окислами серы, азота, тяжелыми уг^^одородами, металлами» золой и др.). Кремле того, не будет быстро возрастать потребность в кисл^оде, поскольку ядер- ные энергоустан(жки его не потребляют. Пока же во многих промышленно развитых странах воспроизводство кислорода в несколько раз ниже, чем его потребление* Эти страны живут за счет притока кислорода от океана н экваториальных районов.

Во многих традиционных отраслях прсшзводства меры по пред- отвращению их вредного воздействия на окружающую среду принимались «постфактум», т. е・ после ввода в эксплуатацию предприятий, когда их вредное воздействие становилось очевидным или даже нетерпимым. Лишь тогда начиналась постепенная адаптация предприятия к тр^юаниям защиты окружающей среда. В ядерной энергетике меры по обеспечению безепаежюти и защите окружающей среды предусматриваются улш в проектах предприятий ЯТЦ.

Высказанная Шзппе уверенность в об^печении безопасного развития ядерной энергетики основана прежде всего на уже накопленном опыте работы предприятий ЯТЦ. Кроме того, в настоящее время имеется достаточно четкое представление о проблемах в области защиты окружающей среды, которые ш)гут возникнуть в связи с количественным и качественным ростом ядерной энергетики, и, главное, могут быть указаны пути их решения.

Так, чрезвычайно важна проблема надежной долговременной изо- лящ!н от биосферы радиоактивных отходов. За последние годы накоплен значительный опыт ковцентрирсжания, обработки и хранения всех типов радиоактиышх отходов, а также захоронения отходов низкой и средней удельной активности. Протодятся научно-исследсжательские и опытно-конструкт(фские разработки по отверждению, хранению и Захоронению отходов вжжой удельной активности, результаты которых позволяют надеяться на окончательное решение этих сложных инженерных вопросов.

Не решены пока вопросы снятия с эксплуатации АЭС (их безопасного демонтажа или консервации). Необходимость в таких операциях еще не наступила: АЭС рассчитаны примерно на 30 лет эксплуатации, однако постановка и решение этих вопросов актуальны уже сейчас, поскольку для оптимального способа снятия АЭС с эксплуатации может потребоваться принятие соответствующих технических решений еще на стадии проектирования и строительства станции.

Из сравнения ядерного и угольного топливных циклов (см； гл, 13 и 14) по степени их воздействия на здоровье занятого на производстве персонала и населения — одного из главных покдзателей, характеризующих воздействие индустрии на биосферу, видно, что для угольной энергетики этот показатель намного хуже, чем для ядерной. В настоящее время при расчете приведенных затрат на производство энергии не учитывается ущерб здоровью персонала и населения. Если этот ущерб должным образом включить в приведенные затраты, то, по видимому, в ядер ной энергетике они увеличатся незначительно, а в угольной — очень сильно. Это в свою очередь может изменить существующие сейчас представления о том, в каких районах выгоднее развивать ядерную энергетику, а в каких — угольную. Тем не жнее несмотря на то что ядфная энергетика пдедосходит другие вида производства энергии по таким показателям, как экономичность, надеж- нрсть и степень влня耳в#л? 9Kpy举@ющу!9 средн е呼 рескол^жр десятилетий она не смш^т вздть нд с^я уод1> ^рданрго источника энер^ гии. В этот период, который, необходим ддд решения стоящих перед ней оставшихся технических проблем, придется увеличить масштабы угольной промышленности. Важно, чтобы это увеличение сопровождалось комплексом мероприятий, снижающих воздействие УТЦ на окружающую среду.

Учитывая, что ядерная энергетика позволит предотвратить энергетический и /Экологический кризис, уместно привести в заключение следующие слова, произнесенные на одной на научных конференций: «Реальный ущерб от ядерной энергетики заключается в недостаточном ее использовании в энергопроизводстве».

Ядерная энергетика имеет важное социальнсьполитическое значение. Ее широкое развитие и внедрение в энергоемкие отрасли про мышленности и хозяйства позволят навсегда снять угрозу нехватки топлива. Районы и страны, не имеющие традиционных топливных ресурсов, смогут получать относительно недорогие ядерные энергоресурсы, что будет способствовать их более быстрому техническому прогрессу.

Вместе с тем развитие ядерной энергетики имеет и негативную сторону. Распространение ядерных материалов и технологии во всем мире увеличивает опасность создания атомного оружия. Это ставит перед междунар од ным сообществом серьезную проблему обеспечения режима нераспространения атомного оружия при развитии ядерной энергетики в неядерных странах. Эта проблема зыделяется своей

специфййнбстью. Ее решение основывается не только на развитии со<^ветЙй^щйх технических мер, но прежде всего на выработке и проведений в%изнь определенных политических и юридичееких меж- Дунйродй1фс сбглашенйй.

-В настояйхёе времй технический контроль за ядерными материала- мй н^ тер^йтЬ|)йи различных fбйударств и при международных пере- Д^Чах осушвгтвля^ Мййдуйарбдное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). Правовая платформа этого контроля закреплена системой ДОку^ЛоЁ/ цён^рёлкйь^ в которой занимает Договор о нерас- г^бстранёййй адерного оружия. Однако до сих пор не все неядерные гдсударствй охвачёйБ! кбйтрдйем ЖАГАТЭ, не во всех государствах, гДё крн^рол^ 6суЩ^ он реализован в одинаковом объеме на вёйс' усЙйбвкй^. Следует также отметить, что технические средства и йау^ныё ме^одй ^ЬнтрбЛя йёдостаточйо совершенны.

В связи cj ф6гаоз^р/ёмь1м ка#ественйьш й количественным ростом ядерной энергетики в различных районах мира отмеченные выше не- достатки 就от卄 привести к возрастанию трудностей в обеспечений режима йёраспрс^тр^не^ия ядерного оружия. Таким образом, перед мйровым сообществом стоит важная задача —— политическими средствами и техническими мерамй содействовать псжышёййю эффективности жйЙ1^Ьжй МАГАТЭ, ^о нелегкая задача, ®Ь решение ее необхо- дймо： 」

「 Характерная осо^нность развития ядерной энергетики — вызываемые ею и проявляющиеся в той или иной форме «айтиядерйые» настроения в оотцестве. В ряде капиталистических государств эти настроения, являющиеся отражением прежде всего острых социально- пйлгитй^еских й{)6тиьоречий, приобрели характер довольно ёййьндго й оргайиздйанйото «антй^дериого ?Дййжения.

Существуют причины «антиядерных» настроений и чисто пеихоло- гического xapaKT^jfe. Настороженное отношение населёнйй к новой технике проявляете не впервые в истории человеческого общества. Достаточно напомнить «антипаровозные» кампании и вызывающие ёёй^ас -уйй^йу специальные меры безопаёйости на железных дорогах в начальный период развития железнодорожного транспорта. Однако осЬбыё йрйчийй, выбывающие настороженное отношение населения к адфной эйергетикё^ Можно Ьбъяенить. Практическое ее использо- йаниё ноталЬС1> с йзготоёлёния Атомного оружия, огромная разрушй- teiiWaW йтАШной^ 宜而орого бйла продемонстрирована взрывами амёрййанЙЙгх атойнйх 6揄6 над японскими городами и многочислен^ ньийй ^бМйыМйй^йгГййийми. Вее это не могло невьтзвать у населения отрицательного отношения и к применению ядерной энергии в мирных це^я^； йройвйейиё йотЬрогсУ i Специальной литературе получило наз・ ванне «сйнд]р6м^^

- Высокая1 йотенцйальнйя опасность ЯТЦ, а также весьма специ- фй^ская проблема удаления радиоактивных отходов в значительной еЙ!Ййй затрудняют йбкйзательство на популярном уровне надежности йгрййикйемйх :Mejf бёзопасностй. Вместе с тем нельзя не тратить вни^

мание на своеобразную парадоксальную ситуацию, которая складывается при популяризации достижений ядерной энергетики в защите окружающей среды. Проблемам безопасности ЯТЦ постоянно уделяют большое внимание специалисты и общественность. В то же время это внимание или отсутствует совсем, или проявляется значительно слабее по отношению к другим отраслям энергетики и промышленности, В результате, с одной стороны, благодаря этому вниманию достигнут высокий абсолютный и относительный уровень безопасности предприятий ядерной энергетики, с другой стороны, подробный анализ всех аспектов безопасности и большой поток специальных терминов (канцерогенные и генетические ^)фекты облучения, риск смерта и т< п.), вышедший на страницы популярных изданий, неизбежно создает ложное впечатление об уникальнрсти или(юс^ойчод#Ы&тй ^ или иных вредных воздействий ЯТЦ. Осущеетвление планов широкого развития ядерной энергетики вызывает необходимость прсжедения хорошо продуманной и организованной разъяснительной работы среди населения пе вопросам безопасности предприятий ЯТЦ.

Список литературы

К главе 1

Г. Основные направления экономического и социального развития €ССР на4 981 — 1985 годы и на период до 1990 года. М.: Политиздат, 1981*

,2. Основные положения Энергетической программы СССР на длительную

перспективу* М.: Политиздат, 1984.

Петрос|>янц А. М- Ядерная энергетика. М.: Наука, 1981.

Легасов В. А., Ильин Л. А., Демин В. Ф. и др. Развитие ядерной энерге- тйкй, проблема безопасности й окружающая среда. (Доклад на Международном конгрессе ядерной технмки NUCLEX-81, Базель, Швейцария, 1981 г.), П{^^ 磔势宀 0 岭 492%4 能％;

Александров A. IT., Ко^^рП А， С., Кулов Е. В. й др. Атомная энергетика в СССР.——В кн.: Материям МёясДународной конференций по опыту, накопленному в ядерной энергетике. Вена, 13—17 сентября .1982 г. Вена: МАГАТЭ, 1983, IAEA-CN-42/33.

Ежегодный доклад МАГАТЭ за 1981 г. Документ МАГАТЭ GC (XXVI)/ 664, пункты 74—149. Вена: изд. МАГАТЭ, 1982, с. 29—53.

Лауэ Г. Д. Ядерная энергетика; перспектива на будущее. Б юл. МАГАТЭ, дополнение 1982, с. 12—18.

Михаэлис Г. — Атомная техника за рубежом, 1978, № 9, с. 32.

Мировая энергетика. Прогноз развития до 2020 г. М.: Энергия, 1980.

Чернухин А. А., Флаксерман Ю. Н. Экономика энергетики СССР. М.: Энергия, 1980, с. 218.

Donald J. Boque. Principales of Demography. N. Y., John Wiley and Sons, 1979.

Energy consumption. UN Department of Economic and Social Affairs, Statistical Yearbook 1969. N. Y., United Nations, 1970.

GNP per capita from World Bank Atlas Washington, DC, International Bank for Reconstruction and Development, 1970.

Hafele W. —J. Inst. Nucl. Engng., v. 19, № 1, p. 12.

World Energy 1 Supplies 1971—1975: statistical papers. Series J. №20 (United Nations publication, sales № E, 1977, XVII.4).

Steel Consumption. UN Department of Economic and Social Affairs, Statistical Yearbook, 1969, N. Y., United Nations, 1970.

U S Anency for International Development, Population Program Assistance. Washington, CD, Government Printing Office, 1970.

UN Department of Economic and Social Affairs, Statistical Yearbook 1956 and Statistical Yearbook, 1969, N. Y., United Nations, 1957 and 1970.

US Bureau of Mines, Mineral Facts and Problems, 1970.

Meadows D. H., Meadows D. L., Randers J., Behrens W. W. The Limits to Growth. N. Y., Universe Books, 1972, p. 72.

Араб-Оглы 3. А. Демографические и экологические прогнозы. М.: Статистика, 1978.

Weinberg А. М., Hammond Р. Global Effects of Increased Use of Energy- —In: Proc. Fourth Int. Conf, on Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, 1971.

Provinsional Indicative World Plan for Agricultural Development. Rome, UN Food and Agriculture Organization, 1970.

In [20], p. 60.

Жимерин Д. Г. Энергетика; настоящее и будущее. М•: Знание, 1978.

Легасов В. А., Пономарев-Степной Н. Н・，Проценко А. И. и др. Атом- но-водородная энергетика (прогноз развития). — Вопросы^атомной науки и техники. Сер. Атомно-водородная энергетика, 1976, вып. 1, с. 10 (М., изд. ИАЭ).

Урланис Б. Ц« Народонаселение (исследования, публицистика). М.：

1976, с. 355.

Freijka Т. The Future of Population Growth. Alternative Paths to Equilibrium. A Population Council Book. N. Y., 1973.*

29.30. ления.29.30. ления.Cm. [10], c. 215.

29.

30. ления.

29.

30. ления.

31.32.33.34.35.31.32.33.34.35.Мировые и региональные перспективные оценки в области народонасе- Документ ООН. Ё/CONF. 60/СВР/15, с. 36.

31.

32.

33.

34.

35.

31.

32.

33.

34.

35.

См. [9], с. 31.

Petroleum Eccmomist L：, 1979, № 3, р. 91.

Electr. World, December, 1975, p. 35.

Израэлнт f. Б. Энергетика и её будущее. Мл Энергия, 1969.

Hubbert М. К・ Energy Resources for Power Production. — In: Proc： IAEA Symposium on Environmental Aspects of Niiclear Power1 Stations, IAEA— SM—146/1. N. Y., 1970.

Стырикович M. A. — Вестник AH CfcGP, 1975, № 2, c. 21. 〔二

Energy; Global Prospects 1985—2000. Report of the Workshop on Alternative Energy Strategies. N. Y., McGraw- Hill Book Company, 1977.

38* Бринкворт Дж. Солнечная энергия： Пер. с англ. М.: Мир, J976：

Electr. Rev., 1979, v. 204, № 16, р. 8.

Инхабер Г. — Бюл. МАГАТЭ, 1979, т. 21, № 1, ；с. 16.

Сидоренко А. В. — Вестник АН СССР, 1978, № 5, с. 100.

Electr.艮ev・，1978,к. 2伪，№3, р. 16—17?；

43P Дворов Й. М. Геотермальная энергетика. М.: Нау|：а, 1976, е. 14*'

New Scientist； 1977,忆 73, № iU4； jr.契6・㈠ 川

Chem. an(L,Engng. News, ^. 57, № 29, p； 25兮；：

МеньМуйог' А. Е. ^ В кйЛ С&р6в翫痴疝 &м矗i 上協诞演0У。охрану^ М・：Недра, 1977, & 59.冲…\ 亠’

ем. (431, e. 31.3」亠

Nuclear Fuel Cycle R^quire^ients and Supply^ Cbfl^iderat ions. Through the Long—-Terin. OECD Nuclear Energy Agfericy,' Decentber;1W?.；

Надшдт W. H.? Hau^ennann W. Fuel Cycle Supply and Demand Trends： OECD-^-NEA. — Ifiterfi. Conf, da thfe'Nuclear Fuel Cycle, Lontloii, 1978, p. L

Cm•⑼,c. 94.

Ййпов Г, И., Лобанов Д. П. Разработка месторождений урановых руд. М.: Атомиздат, 1970.

Engng. arid Mftiifig J., 1980, v. 181, №6, p. 13.

Uranium. Resources, Production and Demand. A Joint Report by 干he OECD Nuclear Energy and IAEA, printed in France, OECD publications, 1977,

p. 20.

Александров А. П. — Вестник АН СССР, J975J №Z C・ 24・二

Беленький В. 3., БелГосхец^й А. М. Оце^ка д^ быстрых' if Термоядерных реакторов в мировой эйергетйке. — Атомнай тёхнттйЬ3 за рубежом, 1978…№ 7, с. 3;.「？

М Hafeie W. е. a. Fusion and Fast Breeder Reactors. Iriteiii? Iristitxrte for Applied Systems Analysis (IIASA), RR—77—8, 1976.

Синев H. М・，Батуров Б. Б. Экономика атомной энергетики. М.： Энерго- •томнзАат, 1984.

К главе 2

Физический энциклопедический словарь. М.: Советская энциклоШАЖ 1966, т. 5, с. 569.-

См. [1], т. 5, с. 265.У

Длександ|юв А. П., Доллежаль Н. А.——Атомная энергии, 1977, т. 43, вып. 5, с. 337.

Овчинников Ф. Я・，Голубев Л. И., Добрынин В. Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. М.: Атомиз- дат, 1977.•

Нихамкин А. Р. Рентабельность переработки отработавшего топлива ВВЭР. Препринт ИАЭ-2917, М., 1977.

Thorium Fuel Cycle. Vienna, IAEA, 1970, p. 1 —6. Проценко A. H. Атомная техника за рубежом, 1978, № 1, с. 3.

Петросьянц А. М. Ядер на я энергетика. М.: Наука, 1981.

Сидоренко В. А. — Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 5, с. 325.

Александров А. П., Коченов А. С., Кулов Е. В. и др. — Атомная энергия, 1983, т. 54, вып. 4, с. 243.

Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я., Черкасов Ю. М. и др. — Там же, с. 257.

Семенов В. В. Основные физико-технические характеристики реакторных установок ВВЭР. Препринт ИАЭ-3104, М., 1979.

* 12. Воронин Л. М., Волков А. П., Козлов В. Ф. и др. — Атомная энергия, 1979, т. 46, рып. 1, с. 31.

Казачковский О. Д.у Мешков А. Г., Митенков Ф. М. и др.——Атомная энергия, 1977, т. 43, № 5, с. 343.

Кочетков Л. А., Багдасаров Ю. Е. Обзор развития быстрых реакторов в СССР.——В кн.: Опыт проектирования, строительства и эксплуатации демонстрационных БН. Вена: МАГАТЭ, 1979, с. 79»

Казачковский О. Д., Мешков А. Г., Митенков Ф. М. и др. — Атомная энергия, 1983, т. 54, вып. 4, с. 262.

Соколов И. Н., Скдорцов С. А. Атомные ТЭЦ и атомные котельные. В кн.: Семинар ACT-77. М.: изд. СЭВ, с. 25.

Емельянов И. Я-, Батуров Б. Б., Корытников В. П. и др.——Атрмная энергия, 1979, т. 46, вып. 1, с. 3.

Егоров В. В., Ковалевич О. М., Кууль В. С. и др. —Атомная энергйя, 1980, т. 48? вып. 4, с. 228.

Доллежаль Н. А., Корякин Ю. И. —Атомная энергия, 19?6, т. 40» вып. 2, с. 133.

Легасов В. А., Пономарев-Ст^лнои Н. Н., Проценко А. Н. и др. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомно-водородная энергетика41976, вып. 1, с. 5 (Мч, изд. ИАЭ им. И. В, Курчатова); Легасов В. А., Пономарев- Степной Н. И., Проценк0 А. Н. и др. — Там же, 1978, вып. 1 (4), с. 3.

Пономарев-Стефюй Н. Н.Г Глушков Е. С, Дед|ин В. Е. и др. Топливные циклы прН развитии атомной энергетики с использованйем высокотемператур- ных гелиевых быстрых и тепловых реакторов. — См. [20], 1977, выл. 1 (2). с. 3.

Сводный том материалов по МОЯТЦ, МАГАТЭ, Вена, 1980.

Вюл. МАГАТЭ, 1975, т. 7, вып. 4, с. 12.

Доллежаль Н. А., Боболович В. Н・,Емельянов И. Я. и др. — Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 5, с. 369.

Nuclear Energy and Environment (UNEP). Pergamon Press； 1980.

К главе 3

Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ. Публикация № 26. Пер. С англ. М.: Атомиздат, 1978.__

Нормы радиационной безопасности (НРБ-76). М.: Атомиздат, 1978.

Источники и действие ионизирующей радиации. Научный комитет Ор・ ^^цизации Объединейяых Нацяй по действию атомной радиации. Доклад за 1977 г. Генеральной Ассамблее с приложениями. Т. 1——3. Нью-Йорк; изд. ООН, 1978.「二

Demin V. F. Discounted dDse^commitment as a basis" for assessment of detriment due to biosphere radioactive contamination by nucjear power facilities； Препринт ИАЗ—3524/3, M., 1981.；—

Демин В. Ф., Ермакова Е. М” Шевелев 五，В. — Атомная энергия» 1983,

Радиационная защита. Публикация МКР3 № 14. М.: Атомиздат*1970.

Веесошзная конференций по защите от 乳онизкВук^мх залучений вдёрно-технологическях ^©гановок. — Атомная энергия, 1979, т・ 46； вып. 5, с. 365.г： ■...:

「8r Byрназан А; И.9 Го^кданекий €. М-i Ильин Л. А. и др. ：Оси(#вые итоги работ по созданию системы радиационной ^ёзой0сности в СССР*-^- В кн.: Мирме использование атом рой энергии. Т. 2. Нью-Йорк, ООН. Вена: МАГАТЭ, 1972, с. 113.'；с j г

Книжников В» A；t nafBiOWBica ： <.. М.^СовреЦеилоеЯс^то^ие « звдачи радиационноа гигиены^ ^ ^ф^н<: Медикй^йЬлотячеекие wnj)ocii рМдиационйой безопасности* М.х изд. Миквд^Ша :CGF^ 19农三礎 38.；i

Воробьев,E. И., Ильин,Л< A.y Кни^никод Й. А. иW. -^ Алойная энергия, 1977, 7；父記匸血比「5」e：：3泣;「:-"公「:・笃干心"一［厂^—:］中^］ . _

Книжников В・ А. —Тйгиёйа и санитария, 1975, № 3, с. 96,

Goss S・ 一 Iteaith р应&•, "975,飞 吸 Р・ 715_；2I；；「

Ильин Л. А., Книжников В. А. Актуальные вопросы гйгиёнкческоф регламентирования аген^Вц q^ji^j|^|qi^H^ ^нцерргедным ,дей^твием? —- В кн.: Гцгиенические проблемы радйадионводЬ й химического канцерогенеза^ М-： дзд. Ин-та биофизирс #адздрава £與?； ,979； J ?6； ；：；；:

Книжников В. А. — Вопросу ен^Д(^1/71ЙЗ,| ^ ^ €. 65. / ,;:： 15； Мат側蹤蜜pStewfari A% Ki^ft< G.,4 Не籌吃 Ph强./497”％ 押，•亚 369. 16. Steinglass E： J； EMM>鳥eNtal&arfBi*i SiM風揄猿褪亂班晔 1通¥ Eff^cfe of Pollution of Health. Proc, of the Si^th Berkeley Symposium од Matjieni^ical Statistics and Probability. Befkgffey/&li^ffiiay5^ttl^iSP^i, 1 S^Tll^Vlf 6； Berkeley, 1972, p. 145；r

7 17. ^Uiders^n T. W. ~ Health ₽1^； 1^^ £ 35, М б； p： 743."::

：18. GertzJ^JMb^нь г hл

Totter J. R. — Nucl. Safety^ 1980, v. 21, № 1, p. 83.；…

Радиационная защита. Публикация МКРЗ № 27. Проблемы, связанные с разработкой показателя вреда. М.: Атомиздат, 1980.

Заболеваемость населений СССР^зл^качественными новообразованиями

и емерадость qt ни史Ro^p?乱思哄①修&®轉工^咿股拠А・А? Р§М职遇ого. М.:

Ковалев Е. Е. Радиационный риск на Земле и в Коёмосе. М.： Атомиздат?

.，^儀р^19型县 Й. Отдаленные посл^стед# в<^»даия

ионизирующих излучений на животных. ——В Хн.s Основы радиедионной qw дагии. J^y^ 19S4, c%^4^ ; ;忐

Кузин А. М. — Радиобиология, 1^78, т. 18, № 3, с, б?. ；::三 дл -

Ж ЩаДМ ^5 Mr Q циркуляции канцерогенов в фад黑@^ц鹤注他匾 М.: ；Медицина^ 197Д. ；Гг ； _ = а s

Книжников В」А” Грозовская В. A.t Д^твицов Нл Ц. и др, Возддкнфв^ дне 世q4aq眸т^нн扭х опухолей легких у： мышей в ； ре^улматдг；国阪百期Нн= сддмцевой>lojih>!3,4гбензиирена 亜 п9^^я-210. — <В kh4j№rS^?段

мы радиационного и химического канцерогенеза. М.: Ин-т биофизики Мадздрада

27・ Петоян И. М・, Филюшкин Ж В. -：- Радиобир^ргия, 19^,以爬 А» с. 579.一 ：‘

Сушкр Н. А. Влияние окружающей среды большие•х^РЯДЯД；цД §^Йовье 耳峥禎耳融 F В вдл Нез?而学叩廖;по метододогачес^а ©丁纯即負@, М?，4能6 С・35.二> 上

К главе 4-

Ionizing Radiation: Sources and Biological Effects. UNSCEAR, 1982, Report to the General Assembly, UN, 1982.

Воробьев E. И., Ильин Л. А., Книжников В. A・,Алексахин P. M.— Атомная энергия, 1979, вып. 47, с. 219.

Алексахин Р. М・ Ядерная энергия и биосфера. М.; Энергоиз дат, 1982.

Пределы поступления радионуклидов для ра^ггающих с ионизирующим излучением. Публикация МКРЗ № 30. М.: Энергоиздат, 1982.

Саинтарнме правила прс^жтирования и эксплуатации атомных электростанций (СП АЭС-79). М.: Энергоиздат, 1981.

См. {7} в гл. 7.

См. [3] в гл. 3.

Книжнике» В. А“ Демин В. Ф. Актуальные вопросы теории радиационной гигиены.—В кн.: Тезисы докладов Всесоюзной конференции «Актуальшяе вопросу радиационной гигиены», ноябрь 1983 г., г. Обнинск. М.: изд. Ин-та биофизика Минздрава СССР, 1983, е. 215.

Легасов В・ А., Демин В. Ф・,Шевелев Я* В. Экономика безопасности ядер^ ной энергетики. Препринт ИАЭ-4080/3. М., 1984.

Demin V. F. Knizhnikov V. A. On assessment of individual and collective radiation risk with the linear dose-response relationship. Препринт ИАЭ-3848/3. M., 1983.

Сауров M. M., Туркин А. Д., Книжников В. А., Гусев Д. И.О некоторых подходах к проблеме нормирования облучения населения от выбросов АЭС. —In: Nuclear Power and its Fuel Cycle (Proc, of Intern. Conf. Salzburg, 2—13 May 1977). V. 4. Vienna, IAEA, Ш77, p・ 227.

Ву«цдаков Л・ А, Гусев Д. И., Гусев Н. Г. и 尺协 Радиационная безопасность в атомной энергетике/ Под ред. А. И. Вурназяна.М.: Атомиздат, 1981, с. 10.

Mdie J. — Kerntechnik, 1978, Bd 20, №7, S. 328.

Население СССР. Справочник. М.: Политиздат, 1974.

Итоги Всесоюзной переписи населения 1970 г. Т・ 2. М.: Статистика, 1972, с. 13.

Дубинин Н. 41., Пашин Ю. Л. Мутагенез в окружающая среда. М.: Наука, 1978.

J К главе 5

Колобашкин £• М・,Рубцов П. Д・,Ружанский П. А. и др. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива/ Справочник. М.: З^ергбатом- издат, 1983.

Источники и действие ионизирующей радиации. Доклад Генеральной Ассамблее ООН за 1977 г. Научный комитет СЮН по действию а*п>№ои ради а- ции, Т. I. Нью-Йорк: ООН, 1978.

Воронин Л. М・,Волков А. П・,Козлов В. Ф. — Атомная энергия, 1976, т. 41, №4, с. 235.

Материалы III симпозиума СЭВ по исследованиям в области переработки облученного топлива. Марианске Лазне, ЧССР, 24—26 марта 1974 г. Прага： изд. Чехословацкой комиссии 向 атомной энергии, 1975.

Жозлав В. Ф. Радиоактивные выбросы серийных АЭС с реакторамй ВВЭТ-440 и РМБК-1000. — В сб.: Атомные электростанции. Вып. 4. М.: 俨 Гия, W1, с. 1Ш.'

Рублевскнб В. П., Голенецкий С П・,Кирдин Г. С Радиоактившлй углерод в биосфере. М.: Атемиздат, i9?9. ь

См. [7] в гл. 7.

Общие положения обеспечения безопасности атомных етанцн& прк проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). — Атомная энергия, Д9₽3, т. 54, вып. 2, & 15L

Воронин Л. М・,Волков А. П., Козлов В. Ф. и др.—Атомная энергия, 1979, т. 46, вып. 1, с. 31.S

Овчинников Ф. Ям Голубев Л. И., Добрынин В. Д. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. М.: Атомиздат, 1977.

Никифоров А. С., Жихарев М. Й., Земля ну хин В. И. и др. — Атомная энергия, 1981, т. 50, вып. 2, с. 128.

Нахутин И. Е., Очкин Д. В.. Смирнова Н. М. и др. Газоочистка и контроль газообразных выбросов, М.: Энергоатомиздат； 1984.

Нахутин И. Е・,Смирнова Н.血” Очкин Д. В. — Атомная энергия, 1978, т. 44; вып. 3, с. 25L

Дичев Г., Хитов Г., Шрабтер В. н др. — Атомная энергия, 198L т. 50, вып. 2, с. 99.

Воробьев Е. И., Ильин 〃♦ А., Книжников В・ А. и др.——Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 5, с. 374.

Бурназян А. И., Воробьев Е. Им Ильин Л. А. и 及企 Оценка, прогноз и регламентация доз облучения населения в связи с эксплуатацией АЭС в СССР. Доклад на Международной конференции <Ядерная энергетика и ее топливный цикл», Зальцбург, Австрия, 2—13 мая 1977 г.

Голубев Л. ML, Илясов В. М・，Лурье А. Н・ и др. — Атомная энергия, 1979, т. 46, вып. 2, с. 79.

См. [22] в гл. 2.

Берлянд М. Е. Современные проблемы атмосферной диффузии и загрязнения атмосферы. Л.: Гидрометеоиздат, 1975.

Hiysical Behaviour of Radioactive Contaminants in the Atmosphere. Proc, of a Symposium, Vienna, 12-7-16 November 1973. Vienna: IAEA, 1974.

Воробьев E^ И., It4n履 Л. A.f Туровский Ж Д. н 艮p> -^ Атомная энергия, [983, Т. 54, зып. 4, с・ 277.

Гусев Д. И., ПарЛёвскиб О. А/ Вопросы радйацис^нед ^^паоюсти населения при использовании атомной энё]ртии для теплофи«а1щж городов.— В кн.: Атомяв^е элметрические станции. Вы< 2^ Мл Энергий, 1979, с. 191.

Булдаков Л. А., Гусев Д. Н., Гусев Н. Г. и др. Радиационная безопас- вость в атомной энергетике. М.т Атомиэдат, 1981.

Артёмова Н« Е.f Боядарев А« А” Юфпов В. И. и др» Допустимые выбросы радиоактивных и вредных химических веществ в приземной слой атмосферы/ Под ред. Е. Н. Теверовсйого и И* А. Тержовского. М.: Атомиздат, 1980.

Atmospheric Dispersion tn Nuclear Power Plant Siting, №50—SG—S3. Vienna: IAEA, 1980.

Соколов И. H・，Скворцов С. А., Краузе Л. В. и др. Низкотемпературный водо-водяной реактор для ACT.——В кн.: Семинар ACT-77. М.: изд. СЭВ, 1978, с. 115.

Соколов И. Н・,Скворцов С А. Атомные ТЭЦ и атомные котельные. Там же, с. 25.

См. [18] в гл. 2.

Кочетков Л. А., Багдасаров Ю. Е. Обзор развития быстрых реакторов 6 СССР.

Graham J. — Nucl. Safety, 1975, v. 16, № 5, p. 564.

Сметанников B・ П. — Вопросы атомной науки и техники. C^fi- Атом- но-Водородная энергетика, 1978, вып. 1, & 87 (М., ИАЭ).

Проценко А. Н., Столпревский А. Я. — Там же, 1977, вып. 1, с. 21.

Маргулис У. Я.» Проценко А. Н” Хрулев А. А. и др. — Там же, 1979, вып. 1, с. 80.

К главе 6

Theoretical Possibilities and Concequences of Major Accidents in Ladge Nuclear Power Plants. WASH―740, 1957.

An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Reactor Safety Study). WASH—1400, 1§75・

Атомная Эйергия, 1979, т. 47, вып. 1, с： 61*?；§

NucL Safety, 1976, v. 17, №3, p. 315—326.'.

Moody E. — Trans； Amer. Nticl. Soc., 19 7 8, v. 30, p. 565,

Судовые ядерные энергетические установки/ Под ред. В. А. Кузнецова. М.: Атомиадат, 1976.三。

Сидоренко В. А. Вопросы безопасности работы реакторов ВВЭР. М.;； Атомиздат^ 1977..之「

Михайлов О. В. — Энергетическое строительство за ру^ежом^ 1975, № 5< с. 7.. ' 「:'

Хаидуков Г. К・，Коробов Л. А., Назарьев О. К., Карелин Е. П< ^^ie- зобетонные зя1Цйтные оболочки АЭС. М.: АшмйЗдат^ 1978;二

Stevenson J. — Nucl. Engng. Design, 1978, v. 48, № 1, p. 157—165^

IL Букринский A* M., Татарников В. П.二 Электрические ста耳口卽」1978» ^о 8, & 5.

Ktissmaul K・亠吃oifiwiFtschatt,1978, Bd. 23, № 7/8, S. 354」.「

Dickey J* — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1978; v. 30, p. 356.— 一 二；

Сивинцев Ю. В, Радиационная безопасность на ядерных реакторах. М.: Атомиздат, 1967.

К®®^евич О. М. *— Атомная техцййа за рубежом-ч 1979^ М=4» !с, 47.

а) Правила радиационной безопасности .при / эксплуатации： атомный! электростанций (ПРБ АЭС). М.: Минэнерго, 1974.

j б| П|>авйла* яд^рной, безопасности атомных электростали#? (ПБЯ-04-74). Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1977..」【

' -в) <^ийта0ые* правила проектирования й строительства атОмйых 痴ек・

■фоётанций (СП АЖ>79). М.: Энергойздат, 1981,「

17» О* Ddiinell Е. — Tranfe.HAmeriq№cl JSc^.,f i97S| v.啾),p 43工;К .

Hartwig C. —Atomwirtschaft, 1976, Bd. 21, № 9〃G, S. 489.:

Modarres M. — Trans. Amer/Ni^L. Soc^ 1978, v^ 30v p.. f362^ ' . 一

fQeft廳у R* 亠 Ibid., p. 255.

Клемий A^ И», Поляков E. Ф. Атомная техника за рубежом,j 1977^1 №•3, с. 311.‘ 一二.

Biological Effects of Jbnizing^ Radiation. N. Y.r Ngt, Ac. of Sei” I975w -23, Сидореико В.» А., Ковал^ич О. М^ ^сАтомйая энергия^ ЮМ, Л1 50,

B 由不、2产心 93. *…

Багдаеа(юв Ю. Е. и др> Безопасность быстрых феактаров с натриевым тёйлонасит^ле№ (Дойлад М 342 на 3алъцбургской конференции). _— Ir>l Nuclear Power and its Fuel Cycle. V.5. Vienna: IAEA, 1978, p. .605—625.

•к главе 7…二;:可，：「一?「A

L См. 121 в гл. 5, t二

Очистка отходящих газов при переработке облученного топлива зц рубежом. — АИНФ 515, М., 1980, вып. 2, cs 4.「二 ‘

：二 3・ Nuclear Power, the Environnient. and Man^_ Vi^nria: IAEA； 1鸦2・

Nuclear Energy Agency. Report of an expert Group Iori ffie Kadiotogical Significance of 3H, ^C, ^Kr>nd 12Я1 fpni；Nuclear Fuel C^^^

jCm»> f 1J 〜в гл*, 5* с* ^54j,.,.- j« 产：«

Руженцова Й. H., ТГеверовский ЕГ H. Атомная энергия^ 1983, т. 54., вып. 3, с. 192.宀-

Ionizing radiation: sources and biological effects, UNSCEAR, 1982, Report to the General Assembly, UN, 1982, A^nnex F. ^

.8. Cm. [2] в гл. 5, с. 358.

В кн. ： ВЭС. 3-е над. М；^ 1974, т. 5г с. 293; 1972/ т^ 8, с. ^1 ? : ；■

Быков А. А., Демин В. Ф.,. М^рзий Н； В. Оценка глобальных -3$#^- ioB радиоактивного загрйзшний бйбсферы>^предприятйятж^ Здёрйот>^топливного цикла.——В кн.: Тезисы докладов^Веёсоюзнои конфёрейций'«^.ктуальййе

вопросы радиационной гигиены», ноябрь 1983「•，г. ОбйинЫ. МИ йз^Л Ий-та биофизики Минздрава СССР, 1983, с. 30.'；'广二

См. [5] в гл. 3.〔“：

См. [6] в гл. 2.了

* к тлапе 8 …

Фролов Ю. С., Войкарев В. В., Куляш Е. Е. Развитие прейзвбдётвй изотопов в СССР. — В кн.： Всесоюзная научно-техническая конференция по при-' менению р адиоактцвных и. стабил ьных изотопов й из л учений в ■ н ар одном хозяйстве и науке. М., 195^.之二 ： W

Лещинскии Н. И. Транспортирование . радиоактивцых веществ. Mi：* Росатомиздат, 1962;…г ；

Бочкарев В. В*, Брежнева JH. Е.,_ Кулиш ,Е. E.t Прргресс в получений й^ производстве изотопов. — В кн.: Всесоюзная на^йо-техническ^ай^Ойферейция «XX лёт производства и при1йенёнйя изотопов и *й6точгйикрв：;я^е^йй^ изучений в народном хозяйстве СССР». Тезисы докладов пленарных -^асеМйий. Mi:; Атомиздат, j.968；l公

Blomeke J. О. — Nucl. News, 197S, v. 18, p. 62. *

Правила безопасности при транспортировке радиоактивных ве晔Ев； (ПБТРВ-73). М.: Атомиздат, 1974.:：〉

Правила безопасности при перевозке р ади о а кт и в н ых веществ ； Пё{)есмо^ тренное издание 1973. Серия изданий пб безопаЪностй.-Вьш. fe.? Ве#агМАГАТЭ, 1973.…

:7. Фрейма^ Э. С., Il^iiiiroBckiift В. ■ Д.V Kai^ihни В. ；М； €^1№^я ШЬойасно-

ctii перевозки * радйбактййвд^^ вёвдств*. Л1.': *沁区百熱3亍,:¥方了？;：:扛？江：j ：:产

Руководство по 1ффк?и ров ан иЮ TpaMbftopf йы^ кой^й й^>Ьв ^ Coi$ пер. с англ. М.: Атом^зДат, 1^12:214..：^ г°f^13f■?лv，r^ 々

Архиповский; l6. M.j ^рлак!дЪ BL ЖЦ;1(одД^1тьй1А.11|：, ЛюТОвйй В. Д.— Атомная энергия, s1^7S, ¥. 391'въш. 1; ё. 42.f 資？工胃：工孚注产]< ,

Атомная техника за рубежом, 1972, № 8, с.猾.二 ：

Proceedings of ttie ititjetiiatipnat Syi^g^iu-m oh Padfsf^ttg ^afld iVans- portation of Radioactive Materials. Florida, W74, Conf —74б9& 1, p. 1 二3.

Контейнеры для трансйорти^овани» отработавйизС тепйоввд<ляЮщих элементов АЭС；亠 Трущл ЦКТО, 1977, вып. 142;：，: 了：

:13. iSuclerr Power and the Environment, Questions and Answers, published

by the Amer. Nucl. Soc., 1976, p. 42.…『

Но^мы радиационной безопасйрсХи (耳Р5「76)・ ^: Дтомцздат, 1979; Основные санитлрнне правила работы с；рои0а^тивннми.вец|,ествами > другими источниками ионизирующих излучеки« (ОСП-72). М.7:; Атоми^д^ 1Я7в..

Keese Н. Nuclear Transportation, Today and TomorrQW- International Conference oil the Nuclear Fuel Cycle, Atom ip ladustKi ^J Бр^цт^ 1де./British Nuclear Forum. 25—29 September i9?8. London/England. Nu Д1-й-Х> ；；；：

._ 「К главе 9’

См. [22] в гл. 2.3-

Oliver J. P. — Adv. Nucl. Sci. and Techn.y 1975, v. 8> p. Л41ч ； I .

Плутоний (справочник)/ Под ред/ О. Вяка. М;: Ато血из^ат;： J971.

Ласкорин Б. Н., Круглов А. К., Скороваров Д, И. и др.—Атомная знер亍 гия, 1978, т； 44, вып. 2, с. 118—124.」

Gavanet М. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1977, v. 25, p. 63.』二

Сивинцев Ю. В., Фуремс M, М. —■Атомная техника за рубеж©мУ 1979, № 7, .с. 12—24.'宀

High—Level Radioactive Waste Management (Proc^ Syniposiun^.HV^liing- ton; Amer. Chem. Soc., 1976.二J . >1

~ 一 & In: Radioactive Waste DUpc^al (Pollution Technology4«Reyie^, ^л 38). N.—Y., 1977, p. 364.工

Human and Ecological Effects. N.—Y., 1974, p. 198.

Спицыи В. Им Пименов М. К-, Балукова В. Д. и др. — Атомная энергия, 1978, т. 44, вып. 2, с. 161 ；

Балунова В. Д・,Брежнева Н. Е., Жнхарев М. И・ и др. — In: Nuclear Power Experience. V. 3. Vienna： IAEA, 1983, p. 167—180.

Nuclear Energy Maturity (Proc. Conf.). V. 8. Pergamon Press, 1976.

Schiiller — Atomwirt — Atomtechn., 28, № 2, 80—85, 1983.

Techniques for the Solidification of High—Level Radioactive Wastes. Vienna: IAEA, 1977.

Roberts L. — Atom, 1979, № 267, p. 8.

Review of Nuclear Waste Management, DOE/ER—0004/D, Washington, 1978.

Characteristics of Solidified High—Level Waste Products. Vienna: IAEA, 1979.

Mendel J. — Nucl. Techn., 1977,32, №2, p. 72.

Kroebel R. — In: Management of Radioactive Wastes. V- 2. Vienna: IAEA, 1976, p. 241.

Лазарев Л* H., Кузнецов Ю. В., Шашунов E. А. и др. (Доклад Бт^бГЪ!) In: Conditioning of Radioactive Wastes for Storade and Disposal. Vienna: IAEA, 1983, p. 253—263.

Oliver J. P. — In: Nucl. Power and its Fuel Cycle. V. 4. Vienna; IAEA, 1977, p. 118.

Feates S・，Wivstad L —Nucl. Engng. Intern., 1978, v. 23, №267, p. 53— 54.

Беттхер A* — В кн.: Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных отходов (Материалы IV научно-техн, конференции СЭВ, Москва). Вып. 3. М.: Атомиздат, 1978, с. 11.

Бурмистрова Н* М・一Там же, с. 34.

Grover J. — IAEA Bull., 1978, v. 20, №4, p. 23.

Taylor F. E・，Webb G. A. Radiation Exposure of the UK Population. NRPB—Rept. 77, 1977.

Alternatives for Managing Wastes from Reactors and Post—Fission Operations in LWR Fuel Cycle. ERDA Rept. 76—93. V. 2. 1976.

Lowenberg H. Benefit—Cost Analysis of Pu Recycle — Options NRC.— In: Nucl. Power and its Fuel Cycle. V. 3, Vienna: IAEA, 1977, p. 289.

Waste Management and Disposal. Rept. of Working Group 7 INFCE. Vienna: IAEA, 1980.t!

Pigford T. H. — Ann, Rev. Nucl. Sci., 1974, v. 24, p. 515.”

Pigford T. H. — Health Phys., 1975, v. 29, № 4, p. 4 51.

Проблемы токсикологии плутония и америция/ Под ред. 10. И. Москалева. М.: Атомиздат, 1970.

The Metabolism of Compounds of Plutonium and other Actinides (ICRP Publ. 19). Oxford: Pergainon Press, 1977.

См. 12) в гл. 6.

34・ Cohen В. L. — Nucl, Engng. Intern., 1976, v. 21、№ 250, p. 35.

Родин С. С., Смирнов Ю. В., Чопорняк А. Б. — Атомная техника за рубежом, 1977, № 10, с. 16.

Lister В. А., — Atom, 1979, № 268, р. 36.

Круглов А. К” Рудик А. П. Искусственные изотопы и методика расчета их образования в ядерных реакт(»рах. М: Атомиздат, 1977.

Косяков В. Н-, Швецов И. К・一Атомная энергия, 1978, т. 44, выл. 4, с. 315.

Parish Т. е. а. — Trans. Amer. Nucl. Soc., 1976, v. 23, p. 59.

Jenquin IL P. — Ibid., p. 549.

High-Level Radioactive Waste Management Alternatives/ Ed. K. J. Schneider and A. M. Platt. USAEC Rept. BNWL-1900, v. 4, 1974.

Бакуменко Ш. Д-, Ихлов E. M., Кулаковский M. Я. — Атомная энергия, 1978, т. 44, вып. 2, с. 140......

Drumheller К. —Nucl. Techn., 1974, v. 24, № 3, p. 418.

Smith C. F. —Nucl. Engng. Design, 1976, v. 39> № 2項，p. 322..

Weart W. D. — In: Management of Radioactive Wastes. V. 2. Vienna: IAEA, 1976, p. 303.

Ibid., p. 295.

Ковалев E. E. — Радиационный риск на Земле и в Космосе. М.: Атом- издат, 1975."

Natural Background Radiation in the United States. NCRP Rept. M?45. Washington, 1975.

Lewis J. B- -- Atom, 1978, №262, p. 218.

Lenzlaff H. — Atomwirtschaft, 1978, Bd. 23, № 7/8, S. 335.

Maurette M. — Ann. Rev. Nucl. Sci., 1976, v. 26, p. 319.

The Okh РЬёпотеп (Proc. Symposrum). Vienna: IAEA, 1978.

Cuddihy R. e. a. — Env. Sci. Techn., 1977, v. 11, № 13, p. 1160.

К главе 10

The Environmental Impacts of Nuclear Energy (United Nations Environ» ment Programme). Rept. of the Executive Director, 1978.

Nuclear Power and the Environment. Questions and Answers. Washington: Amer. Nucl. Soc., 1978, p. 68.

Thermal Discharges at Nuclear Power Stations. Technical Reports Series № 155. Vienna: IAEA, 1974, p. 7.

Hutchison V. H・ Factors Influencing Thermal Tolerances of Individual Organisms, — In: thermal Ecology II/Ed. G. W・ Esch and R. W・ №Farlane. Washingion; ER DA, 1976, p. 10.,

Агеев Г. С, ЛалшМв М. M, In; Epviro^mmital Effects of Cooling Systems at Nuclear Power Plants (Proc, of a Symposium)* Vienna; IАЁA, 1975, p 748.

Mesarovic M. M. — Ibid., p・ 313・「

Агеев Г. С.» Лапшин М.麻• — Ibid., р. 742.

Belter W. G. — Ibid., p. 5.

Spurr G.f Seriy^i R A・—Ibid*, p. 242.

Martin A. — Atmosph. Environ., 1974, v. 8, p. 419.

Jiimson R. M.> Adkim G^ G. Waste Heat Disposal in Power Plants. Annual Heat Transfer Issue, COOLING TOWERS, CEP/AIChE Tedi. Manual, N. Y., 1972, p. 1—6・

Schneider S. H・，Dennett R・ D. — Ambio, 1975, v“ 4, № 2/p. 72.

Sawyer J. S. Notes on the Possible Physical Causes of Long — Term Weather Anomalies (World MeteorolpgUal Organization Technical Note №66), Geneva, 1965, j>. 227.

Rotty R. M^ Mi^h^U J. H. Man's Energy and the World> Climate (Institute for Energy Analysis Report, Oak Ridge A^ociated Universities), Papert presented at 67-th Annual Meetii^ of the American Institute of Chemical Engm* ers, Washington, December 1974.

Cm. [12]t J 69.

К главе 11

См. [22] =в гл. 2,

Nuclear Energy and Environment (UNEP). Pergamon Press, l%0.

См. [1], c. 85.

Of. [2], c 17, 18.

Бюллетень МАГАТЭ, 1979, т・ 21, №21, с. 13^-20.

Гержманскы Б. — Атомная энергия, 1980, т. 47» ten# 6, с. ^2.

Смиртсгв Ю. В・,Ефимова 3. Н・,Скороваров Д. И., Ивавев Г. Ф. 一 Атомная телека за рубежом, 1980, № 4, с. 18.

Энергетическое топливо СССР. М.: Энергия^ 1979.

Энергетика и охрана окружающей среДы/Под ред. Н. Г. Залогина, Л. И. Кроппа и Ю. М. Кострикина. М.: Энергия, 1979#

10> См«. [ 251» в гл », 3..

В кн.: БСЭ. 3-е изд. М.: 1974, т. 3, с. 232, 560; т. 4, с. 238; т. 6, с. 359; т. 12, с. 349; т. 16, с. 463; т. 17, с. 162, 610; т. 23, с. 77, 297, 493; т. 27, т. 69, т. 28, с. 570.

Стырикович М. А. — Природа, 1974, № 4, с. 17.

Федоров Е. К. Экологический кризис и социальный прогресс. Л.: Гид- рометеоиздат, 1977.

Будыко М. И. Климат в прошлом и будущем. Л：: Гидрометеоиздат, 1980.

Нихаус Ф. — Бюллетень МАГАТЭ, 1970, т. 21, № 1, с. 2*

См. [20] в гл. 1, с. 88.

Environmental Implications of Expanded Coal Utilization* Washington: Pergamon Press, 1982.；

К главе 12

*1. Vohra K・ G・ A comparative study of the risks of cancer mortality from

ionizing radiations and chemical pollutants. — In: Proceedings of IV4h Inter- national Congress IRPA； Paris； m^

Murthy M. S. S. Radiation and chemical mutagenic agents: should we have a single ex^bsiire iiiriit? — Ibid., p. 173・

.3.. Richmond Ch. R・-— Radiat. Res., 1978, v. 73, № 3, p. 395.

Vohra K.; G. A Comparative Study of the Lung Cancer Risks of Nuclear Power and Power frorn the Combustion of Fossil—Fuel. Working Paper for the IAEA Advisory Group Meeting Held at Trieste During May 7—11, 1979.

Martin Y, E. e. a. Radioactivity from fossil—-fuel and nuclear power pFatits. — In: Environmental Aspects of Nuclear Power Station. (Proc, of a Symposium). Vienna: IAEA, 1971, p. 325.=

Martin Y. E. Comparative population radiation dose commitments of nuclear and fossil-fuel electric power cycles. — In: Proseedings of Symposium on Population Exposures. Health * Physics Society, Knoxville, Tennessee, Oct. 21 — 24, 1974, p. 317；•一

：7. H疝为修匚 NuD, S派fy, 1971, v. 12, № 3, p・ 185—196.

*-8. YaMw>i^wstt 2., BHkievHcz J., iSobos^ В. e. a. Radiation hazards to the

population resulting from conventional and nuclear electric power ^product ion. — In: EnvitOm^entri Surveillance Around №сЙаг Installatibns (PFoc. of a Sympo- shirii). V*N ViEma?丹AEA； "974, p・ 403；

9； Сивинпев Ю. В.; ТЬверовскйй E. H. — Атомная энергия, 1976, т. 41? вып. 4, с. 263,

Friberg L. Health effects of air pollution with special reference of combustion ptroducts of fossil二filet. Contribution pare? for the UNEP. — In: Study of the Environnlerital Impacts of Extraction, Transportation, Conversion, Trans； mission and Use of Fossil—Fuels. UNEP, 1977.

Книжников В. А., Бархударов P. M.——Атомная энергия, 1977, т. 43, вып. 3, с. 191—196.

Бабаев Н. С., Демин В. Ф.» Кузьмцж И. И., Степанчиков В И. — Природа, 1978, № 10, с. 3—16.

Ilyin L. A., Knizhnikow V. A., Barkhudarov R* M. A relative rlsk esti- matiowof pxeessiye f^flu^ncy pf malignant tumors io population due to discharges into the atmosphere from fossil—fuel and nuclear stations. In: flj,. p# 189.

Lave L. Be Health effects of electricity generation from coaK oil ami nuclear fuel. — In: E^ergr： and th^ Enyiipnment: a R№ Benefit Approach. Proc, of Confereiipefc Щгщжа10,.49^；1р. 63^ 二 u：

一 т45.-JR^j^ipf the enyj^ni^atal impact of production, traasportation and use of fossil—fuels. Reports of ttlie； Executive Dir^ter United Nations Enviroa- ment Programme. Marph 1973* 二 -

Proceedings IAEA Advisory Group Meeting 6n^ Comparati^ Health Impacts of Nuclear and Alternative Sources, of Energy, Trieste, Italy, May 7^12 1979.:…「

Братченко Б. Ф. Угольная промышленность — В кн.: БСЭ, З^е иад.^ М., 1977, т. 26, с. 463.

Довба А. С., Дмитриева Л. М. Производительность труда на предприятиях угольной промышленности. М.: Недра, 1968.

Атомная наука и техника в СССР. М.: Атомиздат, 1977.二

Энергетика и охрана окружающей среды. М；: Энергйя, 1979.

Рекомендации МКРЗ. Проблемы, связанные с разработкой показателя вреда. Публикация 27. М.: Атомиздат, 1979.

глаже 13 ?

Ковпацкий М. Пневмокониозы. — В кн.: Больщая медицицская энцик. лопедия. М.: 1962, т. 25, с. 55.二 ；

Хухрина Е・ В^ Пневмокониозы и пути цх ликвидации в ССОР.——В кн.: Борьба с пылеобразованиём на производстве. М.: Медицина, 1964. с. 6—7L

Борисенкова Р. В., Тимохин Д. И. Итоги и дальнейшие задачи научных исследований по гигиене труда рабочих угольной промышленности.——В кн.: Вопросы охраны здоровья трудящихся Кузбасса. Новокузнецк, 1970, с. 45—52.

Шаталов Н. Н. Пневмокониозы. — В кн.: БСЭ. 3-е изд. М., 1975, т. 20, с. 63.'

Failla L. Comparison between Worker—Death in Modern Industries anc in Nuclear Activities. Cometato Nazionale Energia МйсВёагё. ?ЙТ/РЙ0Т *(7.7) 15.

См. [6] в гл. 7.

Быховски! А. В., Ч<сн(хйой Н. И.^ Хачйро^/Дж. Fi -^ Гигиена и санитар рия, 1970, № 5, с. 30—45. i i 13工

Быховский А. В., Николаев В2НМ Чесноков И; И^опрЬсытагиейы тру> да на урановых： рудниках，и эффек1йвность применяемых йрo4faлажшч^кйх мероприятий. ——В кн.: Вопросы гигиены труда на урановых ру|йиках и йбога? тительйых п р едп р и яти <х. М.: Атомиздат ,1971 < с Р 5X17； ； q.

Альтермаи А. Д./ БыхЬвск#№ А. В.，Ходжиматов А. К. — Гигиена^ и са* нитария, 1973, №7 с. 49T&t.：冷一

. Отрощенко И^ М. К сравнжельной характеристике экскреции полония-* 210 с мочой шахтеров.——В кн.: Актуальные вопросы краевой гигиены Донбас* са и физиологии труда в глубоких угольшях шахт&хгКиевг ЗдоровЛяу ИЭ^ с. 75, 76..К

Старостюк Е. М. — Тр& Донец, мед. институт^/ Юбилейвйй^еборник, 1940, т. 5, с. I.：-■：

Суханов В・ В・，Кудинов В. П. СХ радиационной Ьбсй'ановке в глубоко! угольной шахте.——См.. [1。}, & 16—18..：亡狂к *.

Клевцова А. Н.у Отрощенко Н» М. О содержании»Дол®<)жя®^1цййс дочерних продуктов радой а в организме гор нор абочй!- у гол Ящиков .-^^м» {10], с. 74, 75.一 t

Габуния Г. III. —1 Гигиена и санитария^ 1969, №Л1,31. 48^ .1 .°

Книжников В. А.г Пархоменко Г. М, Современное состояние и задачи радиационной гигиены.——В кн.: Медико-биологические вопроеы |><адиационной безопасности. Мл Атомиздат, 1977, с* ЗВ.Т 总範，；У

Halbritter G., Brauti^am К. R-, Fluck F. W., Lessman E. Health Impacts Differ. Sources Energy.—- In: Proc. Int. Symp., Nashville, 22亠26 June 1981, Vienna, 1982, p. 229.

Сподий H； К. Динамика инвалидности рабочих угольной нгромышлен- ности Донбасса за 1949—1967 гг. — В кн.: Вопросы гигиены；труд^и профессиг ональной патологии. Киев： Здоров*я, 1970, с. 138. g w 尸

Крылов В. Ф. Состояние и меры по снижению заболеваемости на ^шах- тах комбината «Кузбассуголь» ^ См. [24], 以 琥.【

・ Акулов К. Н・,Алькерн Л. Л・,Малинова Г. А. Профессиональная за болеваемость и меры профилактики ее на предприятиях горной промышленно' сти РСФСР. — В кн.: Материалы Республиканской научно-практической кон" ференции па профилактике пневмокониозов. Шахты: Изд-во Мин. соц. обес* печения РСФСР, 1967, с. 19.

Зиигер Ф» X. Состояние и динамика общей и профессиональной заболеваемости рабочих угольной промышленности Донецкой области.——См. [19], с. 116.

Ляшко Н. Н. Инвалидность и меры ее предупреждения при пневмокониозах у шахтеров. —См, [19], с. 5.

Кнтьян Н・ Н・,Куликов О. П., Васильева Т. А. Экспертиза трудоспособности и трудоустройство больных пневмокониозом в угольной и горнорудной промышленности. — В кн.: Врачебно-трудовая экспертиза и соц.-трудовая реабилитация инвалидов. М., 1975, МСО РСФСР, ЦИЭТИН, вып. 3, с. 67.

Груздева Р. А., Кульянов В. С., Чумак К・ И. Условия труда и пневмокониоз у рабочих при добыче угля открытым способом. — Вопросы гигиены труда и профпатологии в угольной промышленности.——Ученые записки МНИИТ им. Ф. Ф. Эрисмана, 1971, № 8, с. 26.

Кобец Г. П・,Сафонов В. Л. О состоянии и задачах промышленно-санитарного надзора в угольной промышленности Донецкой области.——См. [19], с・9.

К главе 14

Чернявский Г. П. Опыт изучения заболеваемости н смертности от рака легкого населения Ростовской области.——Диссертация на соискание степени кандидата медицинских науж^ Ростов-иа-Дону: изд. Pgctv мед. ин^#а, 1960.

Hamilton L. D. Assessing the Health and Environmental Costs of Enei^y Production and Use.，—См. [16] в гл. 12,

Хануков Е. Д. Железнодорожный транспорт.——В кн.: БСЭ. 3-е изд. М・，1972, т. 9.

-4. Величковскиб Б. Т. Фиброгенные пыли: особенности строения и механизма биологического действия. Горький: Важго-Вятское изд-во, 1980.

Кудинов В. П. Суммарная пылевая нагрузка за год рабочих очистного забоя. — В кн.: Вопросы гигиены труда н профессийальвон латологви. Кн・ ев: Здоров*ж, £970. с 弾）•

业 Им Крутояогнй Б. А., Жаненова ₽• К.г Токмурзи-

на Р・ У. — Здравоохранение Казахстана, 1966, № 10, с. 12.

Джа^лова 3. М. О состоянии заболеваемости пнешокониозами и проведение мероприятий по борьбе с пылью в горной промышленности РСФСР.— В кн.: Материалы XIX Московской научно-практической конференции по проблемам промышленной гигиены. М., 1963, с. 30——32.

Hamilton X. D. Health Effects of Electricity Generation. — In: Proc, of Conference on Health Effects of Energy Production. Ontario, Canada, Septem・ ber, 1979. N. Y・，1980, p. 17.

Голубов Г. K・ Состояние и меры по улучшению промышленно-санитарного надзора за предприятиями угольной промышленности в Ворошиловградской о^иаста. — См・[5], с- 15.

Коган А. Б., Рябухин В. Г. н др. Пылеватый фактор н заболеваемость пвевмокониож>м pa<owx^ з^ятмх на углеобогатительных фабриках Кузбасса, —В кал Гигиена и профессиональные заболевания. М.: изд. Ин-та им. Ф. Ф. Эрисмана, 1972, с. 27.

启眦rgy Utilization and Environmental Health/Ed. by R. A. Wadden. New York — Chichester—Brisbane—Toronto, J. Willey and Sons.

Кннжииков В. A.「Гигиена и санитария, 1975, №3, с. 96.

Заболеваемость населения СССР злокачественными новообразованиями и смертность от них. М.： Медицина, 1970・

р Книжников В. А., Гр^^д^д^В， А., Бархударов Р・ М•■小 Рак М^"- ких^тг мышей в результате длительного вдыхания 3,4*бензпирена. М кв.: Гигиенические проблемы радиационного и химического канцерогенеза. М.: изд. Ин-та биофизики Минздрава СССР, 1979, с. 116.'

Книжников В. А., Грозовская В. А., Бархударов Р. М・，Щагин Ю. А. Радиобиологический эквивалент 3,4-бензпирена по эффекту канцерогенеза в легких.—См. [16] в гл. 12, р.511, (IAEA-SM-254/107).

Воробьев Е. И・,Книжников В. А. Основные факторы риска для здоровья при получении энергии в ядер ном и угольном топливных циклах* — Там же, р. 627.

Книжников В. А. Сравнительная оценка ущерба для здоровья персонала й йа селен и я при производстве электроэнергии на АЭС и ТЭС. — /Хоклад, представленный на Межд. конф, по опыту, накопленному в области ядерной энергетики. Вена, 13—17 сент., 1982 (IAEA-CN-42/351).

Tracy В. L., Prantl F. A. Radiological implications of thermal power production. In: [16], в гл. 12, p. 185.

Jacobi W., Schmier H., Schwibach J. Comparison of radiation exposure from coal-fired and nuclear power plants in the Federal Republic Germani. — Ibid, p・ 215

Styron С. E., Bishop С. T., Casella V. R. e. a. Assesment of the impact of radionuclides in coal ash. — Ibid., p. 169..

Lautkaski R・，Pohjola R・，Savolainen V., Vuori S. A. comparative asses* ment of the health impacts of coal-fired, peat-fired and nuclear power plants.— Ibid., p. 569.

Hamilton L. D. Comparing the health and environmental hazards of different energy systems. In: (8], p. 611.

Предисловие ко второму изданию 5

Предисловие редактора ......о

Ядерная энергетика: 30 лет раз- внтиГн и перспективы

Глава 1. Необходимость развития ядерной энергетики ..... 11

Введение •：・ 1F

ЕЕ Роль йергйй в развитии цййлйз^ции .. ： :••• ：•二18

Д.2, И^от^рце уеиде^цр^,^азвит^д. р^ественногр производства и их

£ ； МИянв^ да урЬвть ■ жерго^треб^ения;..〜 .••-±♦「21

Аналитические оценки предстоящего роста энергопотребления .• 27

Энёр^гетика йа органичЙкой fойливе и перспективы ее* разей№й..33.

Возобновляемые источники энергий й их ресурсы...••37 .

Ядерная энергетика и ее ресурсы ..53

Заключение61

Глава 2. Ядерный топливный цикл. Виды воздействия предприятий цикла на биосферу62

Введение ...• 62

2・L Ядерное топливо . 62

Типы ядерных энергетических реакторов .64

Схемы ядерных топливных циклов75

Виды и особенности воздействия предприятий ЯТЦ на окружающую среду ・. 81

Основырадиационной защиты •

Глава 3. Биологическое действие ионизирующих излучений84

Основные понятия и терминология .84

Основные эффекты действия ионизирующих излучений на живой организм 88

Концепция беспороговой линейной зависимости доза ——эффект .. 92

Заключение100

101101102107101101102107Глава 4. Основные принципы и нормы радиационной безопасности .

101101102107

101101102107

Введение ..,

Основные критерии и принципы радиационной безопасности ..

Нормы радиационной безопасности ..

Некоторые перспекТивь! развития принципов ^ёгЛайен^йЦйг^бШ^й^^ человека "二° ~守；:「ус* 志殳 qT 看干

4：4. Уровни облучения* населения СССР за счет различных ис1ЬчнйЫй 4 6 йонйзирующих излучений ..•...•」•.113

3・ Обеспечение радиационной защиты населения при работе предприятий ядерного топливного цикла

Глава 5. Радиационная безопасность атомных станций в нормальном режиме работы ...::.:; ・ j123

j5.L Радиоактивные, веществу ^обддзующиеся при работе АЭС ... 123

52 Радиоактивные, ОТХ04通 АЗС： Источники, классификация и обработка 127 ДД Удален^ .р^дцоактиеных рххрдов АЭС131 5.4. Дозы облучения населения т за счет радиоактивных выбросов АЭС 136 5.5. Атомные станции с перспективными реакторами: выбросы радиоактивных веществ и дозы облучения населения ...・...141

Г лава 6； О6еспст^ни& радц鴇IWQHBog защиты населения при двариях ня

Основные источники радиационной опасности при авариях на АЭС 143 f 6.2. Технические средства Локализации аварии на АЭС ..•・/ 146

Последствия радиационной аварии на АЭС .. 152

Сопоставление радиационного и нерадиационного159 ,

Аварийные ситуаций на АЭС с перспективными реакторами .・.162

Глава 7. Радиационная * безопасность ядерного топливного цикла .. . 165

Предприятия начальной стадии цикла・ 165 »©，е-・••ее2-ае»■V . ■.

Радиохимический завод по переработке облученного топлива .. 1б8_

Глйбал^нЬе ^адйоактивй^е31 зйгрйзйейие *z ^йосферы^ прЫйриятйями

.51ТЦ, •*♦.・*♦.・.％•, ^f,иг?и ^心注年；久扌”；*-■ <•*.? н«、—工七‘安，т74；：w

Относительная .рол» различных этапов ЯТЦ в, суммарном радиации 一匸 : онном воздействиина ^человека ., ». 口：忆 1.77 ：

Прогнозны^ оцецьш радиационного воздействия перспективных ЯТЦ . ~ 一 на население $ 屋 ・♦— •.« ,・•“ ••• :・ l&L

Транспортировка радиоастивны^ веществ и методы обращения с радиоактивными отходами ЯТЦ

Г膜ва & Ра区в^ццд腆簧羹 безои落несть при транспортировке радиоактивных веществ на различных этапах Я*^Ц1； '183

Общая характеристика радиоактивных, веществ, перевозимых между различными звеньями ЯТЦ, и принципы обеспечения безопасности , таких перевозок .'・'・♦.• . * 一 1§3二

Транспортировка радиоактивного сырья,• 186

Транспортировка ядерного топлива к АЭС ,187

Транспортировка отработавшего топлива •. 187

Транспортировка радиоактивных отходов192

Глава 9. Радиоактивные отходы *.. 193

■ 9.1. Обработка радиоактивных отходов193

Опыт обращения с жидкими отходами высокой удельной активности 197

Захоронение радиоактивных отходов205

Другие методы захоронения 215

Оценка риска обращения с радиоактивными отходами ....217

Экологические проблемы обращения с плутонием и другими трансурановыми элементами ......219

Нерадиационные виды воздействия предприятий ядерного топливного цикла на окружающую среду

Глава 10. Воздействие тепловых сбросов АЭС ・签8

КолнШЬтвейныб характерястнЙ! Тепловых сбросов предприятий ЯТЦ.

Сравнение тепловых сбросов АЭС и ТЭС2^8

Система прямоточного охлаждения .・•・.••.•. 230

Система охлаждения с использованием градирен ...... 233

Система воздушного охлаждения .....•J・J.234

Комбинированные системы охлаждения........ 235

Влияние антропогенных тепловых сбросов на биосферу •..・.237

Ограничения суммарной мощности энергетики мира и, отдельных

■ регионов Земди.•?••♦•・-••・・.■. 238

Ограничения единичной мощности атомного энергетического комплекса .... ...・..,......;238

Глава 1L Расхед прир|далых ресурсов и химическое загрязнение бцосферы предприятиями ядерного топливного цикла 240

Введение .... .. .. . . .• 240

Использование природных ресурсов . .241

Хнмичжкне отходы ЯТЦ, поступающие в окружающую среду .. 244

Нерадиационное воздействие предприятий перспективных ЯТЦ на биосферу .♦.246

Сравнение ядерного и угольного топливных циклов по факторам нера- диацисшнш'о воздействия на биосферу ......... 248

Влияние ядерного и угольного топливных циклов на здоровье человека，

Глава 12. Медицинские аспекты стоимости энергии . . . ... . 251

Проблемы риска преждевременной смерти .251

Эффекты загрязнения окружающей среды252

1% G“而

Глава 13. Воздействие ЯТЦ на здоровье человека «• ** . .

Основные факторы риска в ЯТЦ .....

Дозы облучения персонала и населения за счет ЯТЦ ‘ .• ..

Возможный ущерб здоровью персонала и населения от облучения при производстве ядерной энергии

Ущерб в результате несчастных случаев с персоналом ....

Профессиональные заболевания, не связанные с облучением.,.

Общий ущерб от ЯТЦ здоровью персонала и населения •..・

Глава 14. Воздействие на здоровье персонала и населения за счет угольного топливного цикла .

Общие воздействующие факторы

Эффекты облучения персонала и населения естественными радионуклидами

Ущерб от несчастных случаев в УТЦ

Ущерб здоровью персонала и населения от нерадиационных воздействий ...

Общий ущерб здоровью людей от работы предприятий УТЦ ...

Сравнение общего ущерба здоровью человека от работы предприятий УТЦ и ЯТЦ .・

Заключение

Список литературы .

Николай Сергеевич Бабаев . Владимир Федорович Демин Леонид Андреевич Ильий Виктор Александрович Книжник^ №орь Иванович Кузьмин Валерий Алексеевич Легаеов Юрий Васильевич Сйвинцев

ЯДЕРНАЯ ЭНЕ^ГЕТИМА, человек

И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

Редактор Г. В. Чернышова

Художественные редакторы Б. Н. Т у м и и,

А. А. Б е л о у с

Оформление художника Ю. Л. Максимова

Технически^ .редакторы Л. Ф. Ш к и л е в и %

Н. Н. X от ул ё в а

Корректор 3. Б. Драновская

ИБ № 864

Сдано в набор 25.11.83. Подписано в печать 24.05.84. Т-12082. Формат 60义90%6・ Бумага типографская № 1. Гарнитура литературная. Печать высокая. Усл. печ. л. 19,5. Усл. кр.-отт.宓,0. Уч.-иад. л. 21,92. Тираж 5000 экз. Заказ 1922. Цена 3 р.

Энергоатомиздат, 113114, Москва, Шлюзовая наб.» 10

Московская типография № 4 Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной торговли, 12典41； Москва* В, Переяедавскзя ул., 46

Рис. 3.1. Общая схема канцерогенеза и основные его причины (факторы риска) [27]

излучения являются лишь одним из многих канцерогенных факторов, воздействующих на человека в реальной жизни. Этот фактор ответствен лишь за несколько процентов заболеваемости раком [10, 25].

4 Зак. 1922

3 сут, а для ВВЭР-1000 т“2 в несколько раз меньше. Эта разница связана с тем что в системе байпасной очистки воды первого контура ВВЭР-440 в отличие от ВВЭР-1000 дегазация (удаление радирактиррых газов) не производится»

* Расчеты выполнены О. А. Павловским.

* В 70-х годах вероятность успешного запуска достигла 0,95 [46], тогда как

в начале 60-х годов она была порядка 0,5 [47].